FR 2998409 A1 20140523 FR 1361304 A 20131118 La présente invention concerne un procédé pour le traitement d'un déchet radioactif. En particulier, le procédé permet la réduction du volume d'un déchet radioactif de taux intermédiaire contenant l'un des ou les deux de l'aluminium et du magnésium. Les réacteurs nucléaires initiaux, en particulier ceux conçus pour la production de plutonium pour des armes nucléaires dans la période des années 1940 aux années 1970, étaient basés habituellement sur l'uranium métallique naturel comme combustible. N'importe quelle autre forme chimique d'uranium ou d'élément d'alliage introduirait des constituants supplémentaires de capture de neutrons, ce qui augmenterait la difficulté pour les concepteurs de réacteurs à parvenir à un assemblage critique auto-entretenu. Ce combustible serait fourni dans un assemblage combustible comprenant un noyau d'uranium avec une matière de gainage à base de magnésium et/ou d'aluminium. Parmi les propriétés de ces matières de gainage, qui les rendent particulièrement aptes à cette tâche se trouvait leur faible section transversale de capture (c'est-à-dire transparence) pour les neutrons. Ces assemblages combustibles étaient utilisés dans les réacteurs appelés réacteurs Magnox. L'utilisation de ces assemblages combustibles s'est révélée généralement être satisfaisante pour un fonctionnement dans ces réacteurs. Cependant, un inconvénient de ces types d'assemblages combustibles nucléaires était qu'ils ne convenaient pas vraiment pour un stockage de longue durée. L'aluminium, le magnésium et l'uranium métalliques sont sensibles à la corrosion dans l'eau, ou peuvent subir une oxydation dans l'air. Bien que cet inconvénient n'ait pas posé trop de problèmes dans les premières années, car le combustible devait être retraité peu de temps après son évacuation du réacteur afin d'extraire le plutonium désiré, cela représente maintenant un problème considérable de manipulation du déchet radioactif. Dans les pays où ces assemblages combustibles ont été utilisés (en particulier au Royaume-Uni), la gaine de combustible a été souvent séparée mécaniquement de l'uranium métallique servant de combustible comme première étape de retraitement du combustible et la gaine éliminée a été ensuite transférée à un site ou silo de stockage. Dans de nombreux cas, les déchets constitués par la gaine (appelés parfois "rebut") sont encore présents à l'heure actuelle dans les silos initiaux de stockage de déchets, plusieurs décennies après sa production initiale. Des efforts importants sont faits actuellement pour remédier à cette situation. En raison des décennies de stockage, une partie des déchets stockés a subi une corrosion (en particulier lorsqu'ils ont été stockés sous l'eau) à un degré variable et, en conséquence, sont présents sous forme d'un mélange de fragments métalliques enchevêtrés dispersés dans une boue de produits de corrosion. Le procédé initial pour séparer mécaniquement la gaine de l'uranium servant de combustible a été souvent mis en oeuvre imparfaitement, avec pour résultat le fait qu'une proportion de l'uranium métallique servant de combustible (avec ses actinides et produits de fission hautement radioactifs concomitants) est mélangée au déchet constitué de la gaine de combustible. L'uranium est bien entendu également à l'heure actuelle à l'état partiellement ou totalement corrodé. En outre, il existe fréquemment des contaminants supplémentaires mêlés au déchet, tels que des manchons de graphite, des fils de thermocouples et des ogives conjointement avec des détritus plus généraux ajoutés au déchet à l'époque et ultérieurement. Les réacteurs nucléaires étaient souvent des réacteurs thermiques modérés au graphite et, dans certains cas, les assemblages combustibles contenaient des composants en graphite (par exemple des entretoises ou des manchons). Même lorsque les réacteurs étaient refroidis par eau et modérés, le graphite pouvait être impliqué dans la conception (par exemple comme réflecteur de neutrons). Il existe également des déchets stockés aux sites des centrales électriques, qui sont produits lorsque les éléments combustibles ont été préparés pour le transport à l'usine de retraitement par un procédé connu sous le nom d'"élimination des éléments de séparation" ou "élimination des pattes". Dans ces procédés, les composants extérieurs consistant en éléments de séparation et pattes de l'élément combustible ont été éliminés afin d'augmenter l'efficacité de conditionnement pour le transport. Les déchets résultants (principalement de l'alliage Magnox, mais avec d'autres composants tels des ressorts en Nimonic) sont connus sous le nom de "débris d'éléments combustibles" (Fuel Element Debris" ou FED) et doivent être traités en tant que partie du procédé de démantèlement des centrales électriques concernées. En plus des silos de stockage, un matériau similaire peut être présent dans les bassins de refroidissement de combustible utilisés initialement pour la réception, le stockage et le transfert du combustible avant retraitement. Les déchets nucléaires peuvent être classés en déchets à faible taux ("Low Level Waste" ou LLW), déchets à taux intermédiaire ("Intermediate Level Waste" ou ILW) et déchets à taux élevé ("High Level Waste" ou HLW). Les déchets à faible taux contiennent de faibles quantités de radioactivité essentiellement de courte durée de vie. Certains LLV à 25 forte activité nécessitent un revêtement de protection au cours de la manipulation et du transport mais la plupart des LLW sont aptes à l'enfouissement en terrain peu profond. Les déchets à taux intermédiaire (ILW) contiennent de plus grandes quantités de radioactivité et, dans certains 30 cas, nécessitent un revêtement protecteur. Les déchets à taux intermédiaire comprennent des résines, des boues chimiques et des composants de gainage de combustibles nucléaires, ainsi que des matériaux contaminés provenant du démantèlement des réacteurs. Ils peuvent être encapsulés dans des ciments 35 ou matières polymères pour leur rejet. Les déchets à courte durée de vie peuvent être enfouis dans des dépôts peu profonds, tandis que les déchets à longue durée à vie peuvent être déposés dans un site géologique souterrain. Les déchets à taux élevé (HLW) sont produits par les réacteurs nucléaires. Ils contiennent des produits de fission et des éléments transuraniques engendrés dans le coeur du réacteur. Ils sont hautement radioactifs et engendrent souvent de la chaleur. En conséquence, un objectif de la présente invention consiste à proposer un procédé perfectionné pour le traitement de ces diverses formes de déchets. Il existe diverses techniques connues pour le traitement des déchets nucléaires, le but du traitement étant de réduire le volume des déchets en éliminant les constituants des déchets à faible taux. Ces techniques comprennent des stratégies de dissolution chimique. Par exemple, une dissolution acide a été utilisée pour dissoudre le magnésium des déchets Magnox. Dans un tel procédé de dissolution, le magnésium présent dans la matière de gainage est extrait en solution du déchet, ce qui, par l'utilisation de la filtration, permet efficacement de séparer pleinement et totalement le déchet final de tout métal réactif résiduel. Il en résulte une réduction du volume du déchet radioactif et cela réduit la quantité de déchets à taux intermédiaire (ILW) qui doit être éliminée. Cependant, la technique utilise de grands volumes de liquide pour dissoudre totalement le magnésium. En conséquence, il est souhaitable de proposer un procédé perfectionné pour le traitement d'un déchet radioactif et/ou pour s'attaque à au moins certains des problèmes associés à l'art antérieur ou, au moins, proposer une alternative commercialement utile à cet art antérieur. Dans un premier aspect, il est proposé un procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant du magnésium, le procédé comprenant : la fourniture d'un mélange de la matière radioactive et d'eau ; la mise en contact du mélange avec du dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre ainsi au moins une partie du magnésium dans ladite matière radioactive et former une solution contenant du magnésium ; et le passage de la solution à travers une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium. La présente invention est décrite maintenant plus en détail. Dans les passages suivants, différents aspects de l'invention sont définis plus en détail. Chaque aspect ainsi défini peut être combiné avec un ou plusieurs autres aspects, sauf spécification contraire nette. En particulier, n'importe quelle caractéristique indiquée en tant que caractéristique préférée ou avantageuse peut être combinée avec une ou plusieurs autres caractéristiques indiquées en tant que caractéristique(s) préférée(s) ou avantageuse(s). Des exemples de matières radioactives, de la manière utilisée ici dans chaque aspect de l'invention, comprennent n'importes matières ayant des propriétés radioactives. Bien que le terme "déchet" soit utilisé ici de manière synonyme avec l'expression "matière radioactive", il faut noter que n'importe quelle matière radioactive convenable peut être traitée. Les procédés conviennent particulièrement au traitement de déchets à taux intermédiaire, pour réduire leur volume et pour produire un LLW ou effluent liquide comme sous-produit. La matière la plus courante sera un déchet radioactif, tel que les sous-produits de la production d'énergie nucléaire et d'autres applications de la fission nucléaire ou de la technologie nucléaire, par exemple en recherche et en médecine. Des exemples de déchets qui peuvent être traités par les procédés de la présente invention comprennent des débris d'éléments combustibles, la boue des bassins de refroidissement de combustible, les débris de Magnox et la matière de gainage de combustible à base d'aluminium ou de magnésium. Des exemples de déchets convenables comprennent : 1) Déchets constitués principalement de magnésium. Dans ce courant de déchets, qui est caractéristique de FED, il existe une très forte proportion d'alliages Magnox (> 95 %), présents sous forme de métal ou de produits de corrosion. Les principaux constituants secondaires du déchet sont des composants en acier et en Nimonic. Il existe une très faible quantité d'uranium ou d'aluminium irradié présente. 2) Déchets mixtes à base d'aluminium/magnésium. Dans le cas où il existe plus de 5 % d'aluminium et également plus de 5 % de magnésium dans le déchet. Les déchets de cette nature existent habituellement dans des usines de retraitement, telles que Sellafield au Royaume-Uni. Ces déchets peuvent contenir une plus grande proportion d'uranium combustible et de ses produits de corrosion (par exemple plus de 1 %). Ces déchets peuvent ne contenir également pratiquement pas de graphite ( 10 %), dans les cas où les composants en graphite des éléments combustibles faisaient partie des déchets. 3) Débris à base de magnésium. Dans ce courant de magnésium ( Le procédé comprend une étape consistant à fournir un mélange de la matière radioactive et d'eau. Dans certains cas, une matière sèche doit être mise en contact avec, ou mélangée à, de l'eau pour fournir ce mélange. Dans d'autres cas, tels que le traitement d'une matière provenant de bassins de refroidissement ou de silos de stockage, la matière radioactive peut déjà être sous forme d'un mélange (ou d'une boue) avec de l'eau. Le procédé comprend ensuite une étape de mise en contact du mélange avec du dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre ainsi au moins une partie du magnésium présent dans ladite matière radioactive et former une solution contenant du magnésium. Le dioxyde de carbone est de préférence injecté (passé par barbotage) à travers le mélange pour garantir un mélange et une agitation uniformes du mélange. L'utilisation de dioxyde de carbone présente un certain nombre d'avantages. Le dioxyde de carbone est bon marché et abondant et forme de l'acide carbonique par dissolution dans l'eau et cela implique une très bonne sélectivité pour la dissolution du magnésium présent dans le déchet. Le procédé comprend ensuite le passage de la solution à travers une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium. L'unité d'échange d'ions permet la capture et la concentration du magnésium récupéré à partir de la matière radioactive. En outre, le dioxyde de carbone est libéré dans l'unité d'échange d'ions et peut être recyclé pour dissoudre davantage de magnésium. De préférence, l'effluent aqueux provenant de l'unité d'échange d'ions est ramené à la matière radioactive. On notera qu'un courant constant d'eau pure et de dioxyde de carbone pourrait être utilisé dans la présente invention. De plus, le recyclage des constituants aqueux à travers l'unité d'échange d'ions réduit de manière significative le volume des fluides de traitement et, en conséquence, la complexité du traitement. En outre, le recyclage de l'effluent aqueux est particulièrement apprécié puisqu'il présente un certain nombre d'avantages. Par exemple, il peut persister de l'acide carbonique en solution, ce qui fait qu'il est efficace de recycler la solution pour dissoudre davantage de magnésium. Avant l'étape de passage de la solution à travers une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium, la solution est de préférence filtrée. Cela sert à retenir 20 les particules ou composants détachés de la matière radioactive. Un filtre à un ou plusieurs étages est de préférence utilisé pour garantir qu'une quantité minimale de composants non dissous soit entraînée hors du récipient de réaction. De tels filtres et leur conception sont bien 25 connus dans ce domaine. De préférence, le procédé comprend en outre une étape de régénération de l'unité d'échange d'ions avec un acide pour récupérer à partir de celle-ci une solution concentrée contenant du magnésium. L'utilisation d'acides pour régénérer 30 des unités d'échange d'ions est classique. L'acide convenable pour effectuer cette régénération est l'acide nitrique ou l'acide chlorhydrique. De cette manière, il est possible de récupérer une solution riche en magnésium qui peut être de préférence éliminée. 35 Dans les techniques classiques de dissolution, il est admissible de rejeter en mer les ions magnésium dissous dans la solution. De la même manière, la solution riche en ions magnésium peut être éliminée des procédés actuels, bien que le volume de l'effluent requis puisse être réduit de manière significative. La dissolution d'un déchet à base de magnésium par l'acide carbonique sans utiliser une unité d'échange d'ions produit un volume d'effluent équivalent à 500 litres pour chaque kilogramme de magnésium dissous. Pour cette raison, la vitesse de traitement du déchet serait fortement restreinte. Habituellement, l'effluent provenant de la dissolution serait traité par des installations de traitement préexistantes sur le site nucléaire concerné, ayant une capacité quotidienne prédéterminée pour le traitement des déchets liquides. Ainsi la capacité quotidienne des installations de traitement d'effluents limite donc de manière effective la vitesse à laquelle le déchet à base de magnésium peut être traité. Les présents inventeurs ont réalisé que, si le magnésium présent dans le déchet pouvait être rendu plus concentré, la vitesse de traitement pourrait être augmentée. L'utilisation d'une étape intermédiaire d'échange d'ions, de la manière décrite dans la présente invention permet une vitesse bien supérieure de traitement du déchet renfermant du magnésium, dans les contraintes des installations existantes de traitement d'effluents. Suivant un deuxième aspect de la présente invention, il est proposé un procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant de l'aluminium, le procédé comprenant : la mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline pour dissoudre ainsi au moins une partie de l'aluminium présent dans ladite matière radioactive ; la séparation de la solution alcaline et de l'aluminium dissous de la matière radioactive ; et la mise en contact de la solution alcaline et de l'aluminium dissous avec du dioxyde de carbone gazeux pour précipiter un plusieurs sels d'aluminium. Suivant ce deuxième aspect, le procédé propose le traitement d'une matière radioactive contenant de l'aluminium. A ce propos, le procédé permet la réduction de volume d'une matière radioactive à taux intermédiaire ou taux élevé par élimination de l'aluminium de cette matière. Des exemples de matières radioactives convenables pour ce procédé sont les matières décrites ci-dessus. Le procédé convient particulièrement au traitement de déchets à taux intermédiaire, pour réduire leur volume et pour produire un LLW comme sous-produit. De préférence, la matière radioactive comprend au moins 5 % en poids d'aluminium. Si la matière contient moins de 5 % en poids d'aluminium, alors la réduction de volume peut ne pas mériter le temps de traitement. De préférence, le déchet comprend au moins 10 % en poids, avantageusement au moins 50 % en poids, plus avantageusement au moins 95 % en poids, encore plus avantageusement au moins 99 % en poids ou pratiquement 100 % en poids. C'est-à-dire que certains déchets contiendront de petites quantités de déchet hautement radioactif en mélange avec de l'aluminium métallique. Dans de tels cas, la réduction de volume du déchet peut être très importante. Cependant, il faut noter que des déchets à base d'aluminium pur sont très inhabituels et des déchets contenant 5 à 50 % en poids d'aluminium sont plus fréquents. Le procédé comprend une étape de mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline pour dissoudre ainsi au moins une partie de l'aluminium présent dans ladite matière radioactive. Dans certains cas, une matière radioactive sèche nécessite d'être mise en contact avec, ou mélangée à, la solution alcaline. Dans d'autres cas, tels que le traitement de la matière provenant de bassins de refroidissement ou de silos de stockage, la matière radioactive peut être déjà sous forme d'un mélange (ou d'une boue) avec de l'eau et la solution alcaline peut y être ajoutée. Le procédé comprend ensuite une étape pour séparer la solution alcaline et l'aluminium dissous de la matière radioactive. De préférence, l'étape pour séparer la solution alcaline et l'aluminium dissous de la matière radioactive est mise en oeuvre avec un filtre. Comme on le notera, il peut être possible de décanter le constituant aqueux du récipient de réaction. Cependant, il est préférable que la solution soit évacuée par un filtre pour des raisons d'efficacité de mode opératoire et pour réduire au minimum l'entraînement de toute quantité de matière radioactive. Le procédé comprend ensuite une étape de mise en contact de la solution alcaline et de l'aluminium dissous avec du dioxyde de carbone gazeux pour précipiter un ou plusieurs sels d'aluminium. Le dioxyde de carbone est de préférence injecté (passé par barbotage) dans la solution pour garantir un mélange et une agitation uniformes du mélange. L'aluminium sera précipité sous forme de carbonates d'aluminium insolubles. L'étape de mise en contact de la solution alcaline et 20 de l'aluminium dissous avec du dioxyde de carbone gazeux laisse un surnageant qui est de préférence renvoyé à la matière radioactive. On notera qu'un courant constant de solution alcaline fraîche et de dioxyde de carbone pourrait être utilisé dans la présente invention. Cependant, le 25 passage cyclique des constituants surnageants réduit de manière significative le volume de fluide de traitement et, en conséquence, la complexité du traitement. De préférence, le surnageant est filtré avant d'être renvoyé à la matière radioactive. Cela permet d'éviter de 30 renvoyer la moindre quantité des sels d'aluminium à la matière radioactive. De préférence, la solution alcaline comprend un hydroxyde de métal alcalin, de préférence l'hydroxyde de sodium. Bien que n'importe quelle solution alcaline soit 35 appropriée, en raison du volume de matière à traiter et des coûts de fonctionnement, l'hydroxyde de sodium représente la source de solution alcaline la plus efficace du point de vue du coût. En variante, il est possible d'utiliser également ou en remplacement un autre hydroxyde de métal alcalin. De préférence, le pH de la solution alcaline va de 12 à 15, plus avantageusement de 12,5 à 14. Comme on le notera, plus le pH est élevé, plus l'aluminium sera dissous rapidement. De préférence, l'étape de mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline utilise la solution à une température de 15 à 100°C, avantageusement de 25 à 90°C, plus avantageusement de 50 à 70°C. Plus la température utilisée est élevée, plus les composants en aluminium seront dissous rapidement mais plus les coûts de traitement seront élevés pour parvenir à cette température élevée. En conséquence, le procédé spécifique utilisé dépendra d'un équilibre entre la vitesse de traitement et les coûts. De préférence, le procédé comprend en outre l'élimination de l'eau et/ou le séchage du ou des sels d'aluminium 20 précipités. Cela réduit le volume de matière qui forme le LLW qui doit être éliminé. De préférence, le procédé comprend en outre l'encapsulation du ou des sels d'aluminium précipités sous une forme monolithique pour leur stockage de longue durée ou leur élimination. C'est-à-dire que les 25 sels d'aluminium peuvent être mélangés à du ciment ou aux ingrédients requis pour former un ciment, des récipients étant ensuite remplis avec le mélange. Après la prise, le LLW est apte au stockage de longue durée sous cette forme. Le procédé du deuxième aspect convient particulièrement 30 au traitement d'une gaine de combustible nucléaire en aluminium. Il a été trouvé que la dissolution de boues renfermant de l'aluminium provenant de la corrosion du gainage des combustibles nucléaires pouvait être influencée fortement par les temps et les conditions de stockage de la 35 boue. Des formes particulières d'hydroxyde d'aluminium formées initialement, telles que la gibbsite, peuvent subir une conversion au cours de longues périodes de stockage en des formes d'oxyhydroxyde d'aluminium (Al(0)OH) telles que la boéhmite. Il a été trouvé que la boéhmite était bien plus difficile à dissoudre que le tri-hydroxyde d'aluminium consistant en gibbsite et, ainsi, il est important de s'assurer que tout procédé de dissolution conçu soit capable de dissoudre les types de boues renfermant de l'aluminium qui apparaissent en résultat du vieillissement. Dans un travail antérieur, la dissolution de cette matière dans des conditions fortement alcalines a été fortement restreinte en raison de la nécessité d'utiliser un processus chimique convenable pour l'application in situ dans les réservoirs existants. Cela a conduit les inventeurs à approfondir leurs études sur la cinétique de la dissolution de la boéhmite afin de définir un système de dissolution pratique pouvant être appliqué aux déchets en un temps raisonnable. Cependant, dans des applications autre part, où le déchet peut être tout d'abord récupéré et dissous dans des récipients construits à dessein, les restrictions sont levées et la dissolution peut être effectuée avec succès de la manière décrite dans la présente invention. Avantageusement, la présente invention propose un système de dissolution qui peut utiliser cette matière sous forme de boue vieillie (boéhmite). Suivant un troisième aspect de la présente invention, il est proposé un procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant du magnésium et de l'aluminium, le procédé comprenant : la mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline pour dissoudre ainsi au moins une partie de l'aluminium présent dans ladite matière radioactive ; la séparation de la solution alcaline et de l'aluminium dissous de la matière radioactive ; l'addition d'eau à la matière radioactive pour former 35 un mélange comprenant la matière radioactive et de l'eau ; la mise en contact du carbone gazeux pour dissoudre magnésium présent dans ladite mélange avec du dioxyde de ainsi au moins une partie du matière radioactive et former une solution contenant du magnésium ; et la séparation de la solution contenant du magnésium de la matière radioactive. Comme on le notera, le procédé du troisième aspect est de préférence basé sur une combinaison des premier et deuxième aspects décrits ici. Cela signifie que les présents 10 inventeurs ont découvert qu'un procédé en deux étapes peut être utilisé pour extraire tout d'abord l'aluminium seul d'un déchet et extraire ensuite le magnésium. Les deux séries de conditions réactionnelles n'interfèrent pas l'une avec l'autre et une forte réduction de volume de certains 15 déchets peut être réalisée. Le procédé est conçu pour réduire au minimum le nombre de récipients utilisés et, en conséquence, réduire au minimum le coût d'investissement de construction d'une usine de traitement. 20 De préférence, le procédé comprend en outre une ou plusieurs des étapes de récupération du magnésium à partir de la solution contenant du magnésium et de récupération d'un ou plusieurs sels d'aluminium précipités de la solution alcaline et de l'aluminium dissous, de la manière 25 décrite ci-dessus. De préférence, l'étape de récupération du magnésium de la solution contenant du magnésium comprend : (i) l'utilisation d'une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium ; ou 30 (ii) le chauffage de la solution contenant du magnésium pour précipiter un ou plusieurs sels de magnésium. De préférence, le procédé comprend en outre une étape de retour à la matière radioactive de la solution aqueuse restant après récupération du magnésium et/ou de retour à 35 la matière radioactive de la solution aqueuse restant après récupération du ou des sels d'aluminium précipités. Comme on le notera, les premier et deuxième aspects de la présente invention peuvent être combinés pour fournir les détails du troisième aspect. Cela signifie que le procédé du troisième aspect comprend de préférence un traitement 5 d'élimination de l'aluminium conformément au deuxième aspect décrit ici, suivi par un traitement d'élimination du magnésium conformément au premier aspect décrit ici. Dans n'importe lequel des aspects décrits ici, la matière radioactive contient au moins 5 % en poids de 10 magnésium et/ou 5 % en poids d'aluminium en poids sec de la matière radioactive. De préférence, le déchet comprend au moins 10 % de magnésium et d'aluminium, plus avantageusement au moins 40 % en poids, plus avantageusement au moins 60 % en poids, plus avantageusement au moins 80 % en poids, 15 encore plus avantageusement au moins 90 % en poids ou 95 % du poids du déchet, et de préférence pratiquement 100 % du déchet. En général, pour un traitement combiné, la quantité d'aluminium ira de 5 % à 50 % en poids et la quantité de magnésium ira de 5 à 95 % en poids. 20 Les procédés décrits ici sont basés sur l'utilisation du dioxyde de carbone gazeux. De préférence, le dioxyde de carbone gazeux est formé par combustion du graphite récupéré à partir de la matière radioactive traitée et/ou du dioxyde de carbone gazeux récupéré à partir de l'unité d'échange 25 d'ions. Une proportion significative du déchet total peut être présente sous forme de graphite. Le graphite représente actuellement un courant de déchet radioactif posant des problèmes en lui-même en raison de la présence de certains 30 radionucléides tels que 3H, 14C et 36C1. Si le graphite a été irradié dans le réacteur à une température basse, il peut contenir également de l'énergie Wigner stockée, ce qui peut poser des problèmes lors du stockage de longue durée ou traitement ultérieur. Si le graphite est séparé du 35 déchet, il peut représenter un courant de déchet supplémentaire difficile à traiter ; d'autre part, s'il n'est pas séparé, il peut porter préjudice au traitement du reste du déchet. La teneur en radionucléides du graphite dans les silos peut être en réalité très faible en raison de deux facteurs. Tout d'abord, la plus grande partie des matières a disparu du réacteur depuis plusieurs décennies. La décroissance radioactive a donc réduit de manière significative le constituant isotopique de courte durée de vie (par exemple 3H). Deuxièmement, les éléments combustibles étaient seulement présents dans le réacteur pendant des temps de séjour d'irradiation relativement brefs et, en conséquence, la production des isotopes posant des problèmes aura été limitée. Si le graphite est séparé du déchet qui est traité pour éliminer l'énergie Wigner, cela représente un avantage. Le graphite peut, en principe, être converti en dioxyde de carbone gazeux. Cette conversion garantirait la dissipation de l'énergie Wigner et permettrait au graphite d'être éliminé du déchet, en parvenant ainsi à une réduction supplémentaire de volume et, en même temps, cela fournit un réactif utile sur le site pour les procédés décrits ici. De préférence, les procédés décrits ici peuvent comprendre en outre l'addition d'une ou plusieurs matières absorbantes. Celles-ci peuvent être ajoutées à n'importe lequel des réactifs aqueux mentionnés dans les procédés. Cela signifie qu'elles peuvent être ajoutées à la solution alcaline, au surnageant, au mélange de matière radioactive et d'eau ou à l'effluent aqueux, ou bien à deux ou plus de deux de ceux-ci. Des matières absorbantes sont connues dans ce domaine pour le traitement de mélanges liquides comprenant des matières radioactives. Le principe de fonctionnement des "absorbeurs" est l'addition de matières à un déchet radioactif liquide pour absorber sélectivement les éléments radioactifs particuliers présents dans le déchet. La quantité chimique d'éléments radioactifs présents est habituellement très faible. Par exemple, l'activité spécifique du produit de fission consistant en césium est habituellement égale à environ 1012 Bq g-1 et, comme le césium est n'est pas un élément particulièrement fréquent dans la nature, la quantité totale de césium radioactif et de césium non radioactif peut être présente dans le déchet liquide à des concentrations seulement égales à des parties par billion ou même des parties par trillion. En conséquence, il est possible d'ajouter une très petite quantité de matière qui convertit sélectivement le césium présent dans le déchet liquide de la forme ionique dissoute en la forme solide, ce qui permet d'éliminer le césium du déchet par filtration. Le déchet liquide est ainsi décontaminé et le déchet solide résultant a un très faible volume. Des absorbeurs peuvent être ajoutés à la solution sous forme de matières solides ou bien peuvent être formés dans le déchet liquide par le procédé de précipitation. Un exemple de la première matière est l'hexacyanoferrate de potassium-cobalt, qui est une matière bien connue pour sa capacité à absorber sélectivement le césium. Un exemple du dernier cas serait l'addition de fer et d'aluminium au déchet liquide pour former une boue d'hydroxyde de fer et d'aluminium ayant d'excellentes propriétés d'élimination des actinides d'une solution. Différents types d'absorbeurs sont bien établis dans l'art antérieur mais peuvent seulement être utilisés efficacement dans des conditions chimiques dans lesquelles ils se comportent convenablement. Aux fins de la présente invention, seuls les absorbeurs qui peuvent se comporter 30 dans les conditions chimiques concernées peuvent être utilisés. Ainsi, par exemple, l'hexacyanoferrate de potassium-cobalt n'est pas très stable dans les solutions fortement alcalines et, en conséquence, peut être utilisé pour éliminer le césium au cours de l'étape de dissolution 35 du magnésium de la présente invention, mais ne convient pas au cours de la phase de dissolution de l'aluminium. Avantageusement, les procédés de la présente invention éliminent l'énergie chimique de la matière résiduelle et la rendent plus stable pour son élimination. Le magnésium, l'aluminium et l'uranium métalliques sont des matières impropres au stockage de longue durée comme constituants d'un déchet radioactif. Ces métaux peuvent subir une corrosion dans des environnements aqueux avec la production et l'accumulation potentielle d'hydrogène gazeux explosif. Ils peuvent subir une combustion dans l'air (le magnésium peut même subir une combustion dans l'azote gazeux) et ils peuvent réagir de manière exothermique avec les matières du type du ciment à des températures élevées (par exemple dans le cas d'un incendie) sans la nécessité d'une source extérieure d'oxygène. L'uranium métallique peut dans certains cas former de l'hydrure d'uranium instable qui est pyrophore, l'aluminium subit une corrosion dans des environnements alcalins (utilisés classiquement dans des procédés d'encapsulation d'un déchet radioactif) et cause des difficultés considérables dans la fabrication d'un produit encapsulé stable. En outre, puisque les produits de corrosion occupent un pus grand volume que le métal initial, le métal subit une corrosion dans les conditionnements encapsulés au cours de longues périodes en engendrant des forces expansives, ce qui peut compromettre la stabilité des conditionnements. Avantageusement, les techniques de la présente invention servent à séparer les constituants radioactifs des constituants non radioactifs présents dans le déchet. Seule une faible fraction du déchet de gainage stocké dans les silos représente une matière radioactive. En particulier, l'aluminium et/ou le magnésium sont habituellement les principaux constituants du déchet. Ces éléments, choisis initialement pour leur transparence aux neutrons, peuvent être séparés du déchet par dissolution et éliminés à l'état non radioactif, ou bien sous forme de déchet radioactif à très faible taux. L'élimination de constituants non radioactifs du déchet permet une réduction très importante du volume du déchet, ce qui réduit les coûts ultérieurs de traitement et de stockage du déchet radioactif. Un bon exemple de ceci est la séparation du Magnox des ressorts en Nimonic. Un déchet métallique FED en Magnox contient fréquemment de grands nombres de ces ressorts physiquement petits en Nimonic (qui ont été utilisés initialement pour maintenir l'élément combustible en position dans le canal de combustible dans le réacteur). Les ressorts contiennent une quantité significative de cobalt et, en conséquence, contiennent l'isotope 60Co. Le métal Magnox représente la plus grande partie du déchet et est pratiquement non radioactif. Ainsi, si le Magnox est dissous dans l'acide carbonique, les ressorts ne seront pas dissous, ce qui permet au petit volume de ressorts de persister sous forme de déchet radioactif solide, tandis que la solution de magnésium est rejetée comme déchet non radioactif. Une réduction significative de volume du déchet radioactif en résulte. En outre, les techniques peuvent être utilisées comme moyen de décontamination. L'élimination de la boue et de 20 métaux actifs peut révéler d'autres matières (telles que l'acier) présentes dans le déchet. Le processus chimique de dissolution peut être alors ajusté pour améliorer l'élimination de la radioactivité de ces composants. Certaines améliorations du procédé fondamental de dissolution permettent de l'adapter 25 à la dissolution des radionucléides. L'acier et d'autres constituants dans le déchet entrent habituellement dans deux catégories, ceux qui faisaient partie des éléments combustibles initiaux et qui ont été irradiés par les neutrons, et ceux qui n'en faisaient pas partie et qui n'ont 30 pas été irradiés. Ces derniers composants sont particulièrement aptes à la décontamination car la contamination radioactive existe seulement sur leurs surfaces et peut être éliminée. Après décontamination par le procédé de dissolution perfectionné, ces composants peuvent être séparés et rejetés 35 sous forme d'un déchet non radioactif ou d'un déchet radioactif à très faible taux, ce qui augmente davantage la réduction de volume pouvant être réalisée. La décontamination par une dissolution accrue peut également être appliquée à la structure du silo, de la chambre ou du bassin de combustible proprement dite (une fois que la plus grande partie de la matière a été éliminée) lors de la préparation pour le démantèlement et la démolition. La manipulation de matières "étrangères" solides volumineuses et variées dans le procédé pose un problème significatif, car elles doivent être introduites dans l'installation de mise en oeuvre du procédé et doivent en être éliminées. La nature variable des matières (par exemple de longs fils minces de "thermocouples", des pièces en graphite, de blocs d'acier) et l'environnement radioactif dans lequel elles doivent être manipulées posent des problèmes difficiles. L'industrie nucléaire a l'expérience d'être confrontée à ces types d'épreuves et, en particulier, une expérience a été acquise en ce qui concerne cette manipulation dans le contexte de la dissolution réelle d'un déchet réel à l'échelle industrielle. Les procédés utilisés peuvent comprendre le tri et la séparation de constituants spécifiques pour les empêcher de participer au procédé en premier lieu, ou l'utilisation de paniers manipulés à distance pour recueillir les débris solides provenant des récipients de traitement. Les procédés de manipulation des matières solides sont bien établis dans l'art antérieur et peuvent être utilisés de la manière requise aux fins de la présente invention. Un avantage significatif des techniques de la présente invention est d'éviter des conditions de dissolution à base d'acides forts. La plupart des matières étrangères présentes dans le déchet et, effectivement, les matériaux de construction des chambres et des silos utilisés pour le confinement des déchets sont sensibles à la corrosion et à la destruction dans des conditions acides. Les conditions de pH neutre ou alcalin utilisées évitent ce problème, et l'utilisation de dioxyde de carbone engendre une condition sélective d'utilisation d'acide faible. Dans de nombreux cas, le déchet, une fois qu'il a été évacué de la chambre ou du silo, peut être traité, mais laissera la chambre ou le silo proprement dit avec des résidus contaminés à traiter. Comme le processus chimique de la présente invention est compatible avec ces structures, le procédé peut être utilisé pour décontaminer la chambre ou le silo après l'avoir vidé de la masse de déchet. La solution résultant de cette décontamination peut bien entendu être traitée au moyen des installations construites pour la mise en application de la présente invention. La même stratégie peut être utilisée pour décontaminer des composants étrangers évacués de la chambre ou du silo. Suivant un quatrième aspect de l'invention, il est proposé un appareil pour la mise en oeuvre du procédé du premier aspect de l'invention, l'appareil comprenant un récipient pour renfermer de manière sûre un mélange de matière radioactive et d'eau, ledit récipient comprenant un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient et un orifice de sortie et un orifice d'admission en communication fluidique avec une unité d'échange d'ions, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit orifice de sortie et ladite unité d'échange d'ions et une pompe pour faire circuler des fluides entre l'orifice de sortie et l'orifice d'admission dudit récipient. Suivant un cinquième aspect de l'invention, il est proposé un appareil pour la mise en oeuvre du procédé du deuxième aspect de l'invention, l'appareil comprenant un premier récipient pour renfermer de manière sûre un mélange d'une matière radioactive et d'une solution alcaline, ledit premier récipient comprenant un orifice de sortie et un orifice d'admission, et un second récipient comprenant un orifice de sortie, un orifice d'admission et un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, ledit orifice de sortie dudit premier récipient étant en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit second récipient et ledit orifice de sortie dudit second récipient en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit premier récipient, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission dudit second récipient et une pompe pour faire circuler premier et second récipients. Suivant un sixième proposé un appareil pour des fluides entre les aspect de l'invention, il est la mise en oeuvre du procédé du troisième aspect de l'invention, l'appareil comprenant un premier récipient pour renfermer de manière sûre un 15 mélange d'une matière radioactive et d'une solution alcaline, le premier récipient comprenant des premier et second orifices de sortie et des premier et second orifices d'admission, et un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu 20 du récipient, un second récipient comprenant un orifice de sortie, un orifice d'admission et un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, et 25 une unité d'échange d'ions comprenant un orifice de sortie et un orifice d'admission, dans lequel ledit premier orifice de sortie dudit premier récipient est en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit second récipient et ledit orifice 30 de sortie dudit second récipient est en communication fluidique avec ledit premier orifice d'admission dudit premier récipient, ledit second orifice de sortie dudit premier récipient est en communication fluidique avec ledit orifice d'admission 35 de ladite unité d'échange d'ions et ledit second orifice de sortie dudit second récipient est en communication fluidique avec ledit orifice de sortie de ladite unité d'échange d'ions, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit premier orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission dudit second récipient et entre ledit second orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission de ladite unité d'échange d'ions, et une ou plusieurs pompes pour faire circuler des fluides entre les premier et second récipients et l'unité d'échange d'ions. L'invention est décrite maintenant en rapport avec les figures non limitatives suivantes, sur lesquelles : la figure 1 représente un schéma de l'appareil pour 15 une première étape de dissolution d'aluminium ; la figure 2 représente un schéma de l'appareil pour une seconde étape de dissolution d'aluminium ; la figure 3 représente un schéma de l'appareil pour la dissolution du magnésium. 20 Comme représenté sur la figure 1, dans la première étape de dissolution de l'aluminium, une solution d'hydroxyde de sodium (1) est utilisée pour dissoudre l'aluminium d'une matière résiduelle radioactive (5) sous forme d'un déchet mixte de magnésium/aluminium à l'état de boue/métaux 25 provenant d'un premier récipient (10). Le magnésium ne se dissout pas à cette étape et le surnageant est passé à travers un filtre (15) au second récipient (20). La matière filtrée est renvoyée par lavage au récipient réactionnel initial (10). 30 Comme représenté sur la figure 2, la solution d'aluminate de sodium passée au second récipient (20) est soumise à une injection de dioxyde de carbone gazeux (25) pour précipiter du carbonate d'aluminium (40). Le surnageant liquide est renvoyé à travers un second filtre (35) au premier 35 récipient (10). La boue de carbonate d'aluminium (40) est évacuée comme déchet solide radioactif à faible taux. Comme représenté sur la figure 3, le magnésium est dissous d'une matière résiduelle radioactive (5) sous forme d'un déchet mixte à base de magnésium à l'état de boue/métal à partir d'un premier récipient (10). Lors du traitement d'un déchet sous forme de matière mixte, le surnageant liquide renvoyé à travers le filtre (35) sera présent dans le récipient. La solution renvoyée au premier récipient (10) est soumise à l'injection de dioxyde de carbone gazeux (25) pour dissoudre le magnésium. La totalité du résidu restant est alors fortement radioactive et peut être évacuée par dissolution au moyen d'acide nitrique à des fins de retraitement ou de traitement de déchet solide comme déchet à taux intermédiaire. Le surnageant liquide est soumis à une circulation à travers un troisième filtre (45) jusqu'à un récipient d'échange d'ions (50) contenant une résine échangeuse de cations sous forme hydrogène. La résine élimine le magnésium de la solution et provoque le dégagement de dioxyde de carbone. Le dioxyde de carbone est recyclé au récipient de dissolution. Le gaz résiduel est chassé. Le liquide provenant de l'unité d'échange de cations est renvoyé au premier récipient (10). La résine échangeuse d'ions peut être régénérée. La résine échangeuse de cations chargée de magnésium est régénérée par passage à travers une solution d'un acide minéral (par exemple l'acide chlorhydrique ou l'acide nitrique) avec ensuite un rinçage à l'eau. La résine échangeuse de cations régénérée est alors prête à une utilisation supplémentaire. La solution de régénérant est neutralisée avec de l'hydroxyde de sodium à un pH convenable pour permettre le déchargement. Le déchargement peut être effectué par exemple par rejet en mer. Des "absorbeurs" peuvent être ajoutés à la solution pour accroître l'élimination de la radioactivité avant déchargement. Dans ce cas, un filtre supplémentaire doit être utilisé sur le conduit de déchargement. Au lieu de l'unité d'échange d'ions (50), il existe d'autres moyens pour récupérer le magnésium de la solution. La solution renvoyée au premier récipient (35) est soumise à l'injection de dioxyde de carbone gazeux (25) pour dissoudre le magnésium. La totalité du résidu restant est alors fortement radioactive et peut être évacuée pour la dissolution au moyen d'acide nitrique à des fins de retraitement ou bien de traitement de déchet solide comme déchet à taux intermédiaire. Le surnageant liquide est mis en circulation à travers un filtre (45) jusqu'à un récipient qui est chauffé avec un élément chauffant. Le magnésium est précipité de la solution sous forme de carbonate de magnésium et du dioxyde de carbone se dégage. Le dioxyde de carbone est recyclé au récipient de dissolution. Le gaz résiduel est chassé. La solution est refroidie et recyclée au récipient de dissolution. L'invention est décrite maintenant en rapport avec les exemples non limitatifs suivants. Exemples La première étape du procédé comprend la dissolution des composants en aluminium dans le déchet en introduisant le déchet récupéré dans le récipient de dissolution et en exposant le déchet à une solution d'hydroxyde de sodium. La solution dans le récipient est concentrée (concentration approximativement 0,1 molaire) et occupe seulement une faible fraction du volume du récipient. L'aluminium métallique subira une corrosion avec dégagement d'hydrogène gazeux et l'hydroxyde de l'aluminium sera de sodium. Des matières dissous sous forme d'aluminate "absorbantes" appropriées peuvent être ajoutées à la solution pour réduire au minimum l'entraînement de radioactivité à l'étape suivante. Les absorbeurs peuvent 35 comprendre éventuellement de l'hydroxyde de fer (ou des sels de fer précipités dans la solution alcaline) récupéré à un autre endroit dans le procédé). La solution passe ensuite à travers un filtre dans un second récipient. Dans ce récipient, le volume de solution est éventuellement légèrement augmenté par addition d'eau et la solution est soumise à l'injection de dioxyde de carbone gazeux (éventuellement régénéré par gazéification du graphite) pour précipiter du carbonate d'aluminium solide. Le carbonate d'aluminium solide est évacué et conservé pour n'importe quel traitement secondaire de la manière nécessaire avant d'être rejeté sous forme de déchet radioactif à faible taux. La solution est alors recyclée au récipient initial et le volume est augmenté avec de l'eau. Il existe alors deux choix pour la mise en oeuvre, en fonction du besoin de magnésium sous forme d'un effluent liquide ou sous forme d'un déchet solide à faible taux. Dans le cas d'un effluent liquide, le mode opératoire est le suivant : 1) La solution est soumise à l'injection de dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre le magnésium présent dans le déchet. Des matières absorbantes supplémentaires sont ajoutées de la manière requise. La solution de bicarbonate de magnésium résultante est filtrée et amenée à une résine échangeuse de cations dans laquelle le magnésium éliminé, en laissant le dioxyde de carbone gazeux résultant se dégager. Le dioxyde de carbone gazeux dégagé est recyclé à l'étape de dissolution. La solution traitée est recyclée au récipient de dissolution. L'utilisation de ce procédé de recyclage provoque la dissolution progressive du magnésium (avec les avantages de la dissolution hautement sélective au moyen "d'acide carbonique") mais sans engendrer de grandes quantités d'effluent. Une fois la dissolution du magnésium achevée, les matières solides non dissoutes dans le premier récipient 35 représentent le principal déchet radioactif résiduel du procédé. Il est prévu que le volume de ce déchet représente classiquement 5 % du volume de déchet initial. Le déchet solide doit être évacué du récipient et peut être ensuite encapsulé pour son stockage et son enfouissement. Eventuellement, les matières solides peuvent être traitées avant élimination par dissolution dans un petit volume d'acide nitrique pour dissoudre l'uranium et les radionucléides à base des combustibles. Si cela est effectué, la solution résultante peut être potentiellement passée à une usine de retraitement de combustible nucléaire qui séparera les constituants uranium, plutonium et déchets à taux élevé. Si une forme solide à taux bas de déchet à base de magnésium est requise, l'autre mode opératoire est le suivant : 2) La solution est soumise à l'injection de dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre le magnésium présent dans le déchet. Des matières absorbantes supplémentaires sont ajoutées de la manière requise. La solution de bicarbonate de magnésium résultante est filtrée et passée à un récipient où la température est élevée à approximativement 90°C. Le magnésium précipite sous forme de carbonate de magnésium, en laissant se dégager le dioxyde de carbone résultant. La solution traitée est refroidie et recyclée au récipient de dissolution. Production de boéhmite, AlO(OH), pour des essais ultérieurs Un "gâteau de filtre" et une "poudre" ont été produits de la manière suivante - 20,604 g d'une plaque d'aluminium pur ont été ajoutés à 1 litre d'acide chlorhydrique 3 M et ajoutés jusqu'à dissolution du Al. Le pH a été mesuré, ce qui a donné -0,09, et a été neutralisé en utilisant une solution d'hydroxyde de sodium 6 M. 411 ml de solution de NaOH ont été utilisés pour ramener le pH à 7,07. La solution a été ensuite filtrée et les matières solides ont été recueillies. Le gâteau de filtre a été formé par mise sous vide des matières solides filtrées pour éliminer la plus grande partie de l'eau. La poudre a été produite par mise sous vide des matières solides filtrées et séchage jusqu'à poids constant à 105°C. La teneur en humidité du gâteau de filtre a été mesurée sur un analyseur d'humidité Ohaus qui mesure la masse de départ de l'échantillon, effectue un séchage jusqu'à une masse constante et enregistre ensuite la masse finale. Une analyse par diffraction des rayons X sur poudre a été effectuée sur un diffractomètre à rayons X sur poudre Bruker D8 Advance fonctionnant avec un rayonnement du cuivre monochromaté. Les résultats ont été enregistrés sur une plage deux thêta continue de 5 à 95° en utilisant un palier deux thêta de 0,0036° pendant 4 secondes par étape. Le diagramme de diffraction sur poudre de l'échantillon indique nettement que l'échantillon est constitué essentiellement de boéhmite (A1(0) (OH)). L'Al(0)0H pour les expériences suivantes a été utilisée sous forme d'une matière de gâteau de filtre plutôt que sous forme de poudre sèche. La teneur en humidité du gâteau de filtre était égale à 84 %. 5 g d'Al(0)OH en poudre sèche correspondaient à 31 g de matière de gâteau de filtre. De la boéhmite a été également produite par un procédé identique à celui que peut reproduire un combustible nucléaire réel. Il n'existe aucune indication que la boéhmite ainsi produite s'est comportée d'une quelconque manière différente de celle produite à partir d'une plaque d'aluminium pur, comme ci-dessus. Dissolution d'aluminium, reprécipitation, dissolution de Magnox et reprécipitation 24,42 g d'un gâteau de filtre de boéhmite, préparé comme ci-dessus (ce qui équivaut à environ 1,7 d'Al), 1,9 g de Magnox (un produit provenant d'un combustible nucléaire du Royaume-Uni peut contenir l'alliage Magnox Zr55), 10,1 g d'acier au carbone et 10,1 g de graphite ont été introduits dans une fiole conique sèche de 2 1 en verre équipée d'un agitateur magnétique. 20 ml d'une solution d'hydroxyde de sodium 6 M ont été introduits dans la fiole conique de 2 1 en verre et le volume a été porté à 500 ml avec de l'eau désionisée. Le mélange a été chauffé à 70°C sous agitation constante pendant 30 minutes. Le pH initial était égal à 13,09. La solution a été évacuée en utilisant une pipette et a été filtrée sous vide à 74°C. Le filtrat liquide a été recueilli et stocké sous forme de "dissolution d'aluminium 1A". Le pH du filtrat était égal à 12,45. Les matières solides filtrées ont été séchées dans un four à 70°C et pesées (0,051 g). 20 ml d'une solution d'hydroxyde de sodium 6 M ont été introduits dans la fiole conique de 2 1 en verre contenant l'acier au carbone humide, du graphite, du Magnox et la boéhmite résiduelle. Le volume a été porté à 500 ml avec de l'eau désionisée. Le mélange a été chauffé à 70°C sous agitation constante pendant 30 minutes. Le pH était égal à 13,12. La solution a été évacuée en utilisant une pipette et a été filtrée sous vide à 74°C ; le pH était égal à 12,78. Le filtrat liquide a été recueilli et stocké sous forme de "dissolution d'aluminium 1B". Les matières solides filtrées ont été séchées dans un four à 70°C et pesées (0,004 g). Il n'existait aucun signe manifeste de boéhmite non dissoute résiduelle après la seconde dissolution. La "dissolution d'aluminium 1A" et la "dissolution d'aluminium 1B" ont été combinées et du dioxyde de carbone a été passé par barbotage à travers la solution à 2 1.min-1 25 pour former un précipité blanc. Le précipité blanc a été filtré et du dioxyde de carbone a été passé de nouveau par barbotage à travers la solution. Le procédé a été répété jusqu'à ce qu'un précipité blanc ne se forme plus. Le précipité blanc total a été 30 séché dans un four à 70°C et pesé. La masse du précipité séché récupéré était égale à 4,56 g. 100 ml du filtrat incolore ont été recueillis et soumis à la détermination de la concentration en métaux par spectrométrie d'émission optique à plasma à couplage 35 inductif (ICPOES) et par spectrométrie de masse à plasma à couplage inductif (ICPMS). Les résultats (en parties par million) sont présentés sur le tableau 1, ce qui confirme que pratiquement aucune quantité d'aluminium ne reste en solution après barbotage du dioxyde de carbone. Tableau 1 - Analyse du filtrat de dissolution d'aluminium Ca Mg Sr Na K Ni Cr Fe Al Cs Filtrat [mg. 1-I de Al(OH)3 Tableau 2 - Analyse du filtrat de dissolution du magnésium Ca Mg Sr Na K Ni Cr Fe Al Cs Filtrat de MgCO3 [Ing.11] REVENDICATIONS1. Procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant du magnésium, caractérisé en ce qu'il comprend : la fourniture d'un mélange de la matière radioactive et d'eau ; la mise en contact du mélange avec du dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre ainsi au moins une partie du magnésium présent dans ladite matière radioactive et former une solution contenant du magnésium ; et le passage de la solution à travers une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium. 2. Procédé suivant la revendication 1, dans lequel un effluent gazeux provenant de l'unité d'échanges d'ions est renvoyé à la matière radioactive. 3. Procédé suivant la revendication 1 ou la revendication 2, dans lequel, avant l'étape de passage de la solution à travers une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium, la solution est filtrée. 4. Procédé suivant l'une quelconque des revendications précédentes, comprenant en outre une étape de régénération de l'unité d'échange d'ions avec un acide pour récupérer à partir de celle-ci une solution concentrée contenant du magnésium. 5. Procédé suivant la revendication 4, dans lequel 25 au moins une partie de la solution concentrée contenant du magnésium récupérée à partir de l'unité d'échange d'ions est rejetée. 6. Procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant de l'aluminium, caractérisé en ce qu'il comprend : 30 la mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline pour dissoudre ainsi au moins une partie de l'aluminium présent dans ladite matière radioactive ; la séparation de la solution alcaline et de l'aluminium dissous de la matière radioactive ; etla mise en contact de la solution alcaline et d'aluminium dissous avec du dioxyde de carbone gazeux pour précipiter un plusieurs sels d'aluminium. 7. Procédé suivant la revendication 6, dans lequel l'étape de mise en contact de la solution alcaline et de l'aluminium dissous avec du dioxyde de carbone gazeux laisse un surnageant, le procédé comprenant en outre le retour du surnageant à la matière radioactive. 8. Procédé suivant la revendication 7, dans lequel 10 le surnageant est filtré avec d'être renvoyé à la matière radioactive. 9. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 8, dans lequel la solution alcaline comprend un hydroxyde de métal alcalin, de préférence l'hydroxyde de 15 sodium. 10. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 9, dans lequel l'étape de séparation de la solution alcaline et de l'aluminium dissous de la matière radioactive est mise en oeuvre avec un filtre. 20 11. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 10, dans lequel, dans l'étape de mise en contact de la matière radioactive avec une solution alcaline, la solution est à une température de 10 à 100°C, de préférence de 25 à 90°C. 25 12. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 11, comprenant en outre l'élimination de l'eau et/ou le séchage du ou des sels d'aluminium précipités. 13. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 12, dans lequel le pH de la solution alcaline va de 12 30 à 15. 14. Procédé suivant l'une quelconque des revendications 6 à 13, comprenant en outre l'encapsulation du ou des sels d'aluminium précipités sous une forme monolithique pour le stockage de longue durée ou le rejet. 15. Procédé pour le traitement d'une matière radioactive contenant du magnésium et de l'aluminium, caractérisé en ce qu'il comprend : la mise en contact de la matière radioactive avec une 5 solution alcaline pour dissoudre ainsi au moins une partie de l'aluminium présent dans ladite matière radioactive ; la séparation de la solution alcaline et de l'aluminium dissous de la matière radioactive ; l'addition d'eau à la matière radioactive pour former 10 un mélange comprenant la matière radioactive et de l'eau ; la mise en contact du mélange avec du dioxyde de carbone gazeux pour dissoudre ainsi au moins une partie du magnésium présent dans ladite matière radioactive et former une solution contenant du magnésium ; et 15 la séparation de la solution contenant du magnésium de la matière radioactive. '16. Procédé suivant la revendication 15, comprenant en outre l'une des ou les étapes comprenant la récupération du magnésium à partir de la solution contenant du magnésium 20 et la récupération d'un ou plusieurs sels d'aluminium précipités à partir de la solution alcaline et de l'aluminium dissous. 17. Procédé suivant la revendication 15, dans lequel l'étape de récupération du magnésium à partir de la solution 25 contenant du magnésium comprend : (i) l'utilisation d'une unité d'échange d'ions pour récupérer les ions magnésium ; ou (ii) le chauffage de la solution contenant du magnésium pour précipiter un ou plusieurs sels de magnésium. 30 18. Procédé suivant la revendication 16 ou la revendication 17, comprenant en outre en étape de retour à la matière radioactive de la solution aqueuse restante après récupération du magnésium et/ou de retour à la matière radioactive de la solution aqueuse restante après récupération 35 du ou des sels d'aluminium précipités.19. Procédé suivant l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la matière radioactive comprend au moins 5 % en poids de magnésium et/ou 5 % en poids d'aluminium en poids sec de la matière radioactive. 20. Procédé suivant l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel le dioxyde de carbone gazeux est formé par combustion du graphite récupéré à partir de la matière radioactive traitée et/ou du dioxyde de carbone gazeux récupéré à partir de l'unité d'échange d'ions. 21. Procédé suivant l'une quelconque des revendications précédentes, dans lequel la matière radioactive comprend un ou plusieurs : des débris d'éléments combustibles, de la boue de bassins de refroidissement de combustible, des débris de Magnox et de la matière de gainage de combustible à base de magnésium et/ou d'aluminium. 22. Procédé suivant l'une quelconque des revendications précédentes, comprenant en outre l'addition d'une ou plusieurs matières absorbantes. 23. Appareil pour la mise en oeuvre du procédé de 20 l'une quelconque des revendications 1 à 5, comprenant un récipient pour renfermer de manière sûre un mélange d'une matière radioactive et d'eau, ledit récipient comprenant un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, 25 et un orifice de sortie et un orifice d'admission en communication fluidique avec une unité d'échange d'ions, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit orifice de sortie et ladite unité d'échange d'ions et une pompe pour faire circuler des 30 fluides entre l'orifice de sortie et l'orifice d'admission dudit récipient. 24. Appareil pour la mise en oeuvre du procédé de l'une quelconque des revendications 6 à 14, comprenant un premier récipient pour renfermer de manière sûre un mélange 35 d'une matière radioactive et d'une solution alcaline, ledit premier récipient comprenant un orifice de sortie et unorifice d'admission, et un second récipient comprenant un orifice de sortie, un orifice d'admission et un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, ledit orifice de sortie dudit premier récipient en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit second récipient et ledit orifice de sortie dudit second récipient en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit premier récipient, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission dudit second récipient et une pompe pour faire circuler des fluides entre les premier et second récipients. 25. Appareil pour la mise en oeuvre du procédé de l'une quelconque des revendications 15 à 18, comprenant : un premier mélange d'une alcaline, ledit second orifices d'admission, et récipient pour renfermer manière sûre un matière radioactive et d'une solution premier récipient comprenant des premier et de sortie et des premier et second orifices un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, un second récipient comprenant un orifice de sortie, 25 un orifice d'admission et un moyen pour, lors de l'utilisation, faire barboter du dioxyde de carbone gazeux à travers le contenu du récipient, et une unité d'échange d'ions comprenant un orifice de sortie et un orifice d'admission, 30 dans lequel ledit premier orifice de sortie dudit premier récipient est en communication fluidique avec ledit orifice d'admission dudit second récipient et ledit orifice de sortie dudit second récipient est en communication fluidique avec ledit premier orifice d'admission dudit premier 35 récipient,ledit second orifice de sortie dudit premier récipient est en communication fluidique avec ledit orifice d'admission de ladite unité d'échange d'ions et ledit second orifice de sortie dudit second récipient est en communication fluidique avec ledit orifice de sortie de ladite unité d'échange d'ions, l'appareil comprenant en outre une ou plusieurs unités de filtration entre ledit premier orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission dudit second récipient et entre ledit second orifice de sortie dudit premier récipient et ledit orifice d'admission de ladite unité d'échange d'ions, et une ou plusieurs pompes pour faire circuler des fluides entre les premier et second récipients et l'unité 15 d'échange d'ions.