FR 3023052 A1 20160101 FR 1555803 A 20150624 PROCÉDÉ DE SÉPARATION DES ACTINIDES ET APPAREIL DE SÉPARATION DES ACTINIDES La présente invention concerne un procédé et un appareil de séparation des composants d'un combustible nucléaire usé en uranium, plutonium, actinides mineurs et produits de fission, à savoir, un procédé de séparation des actinides et un appareil de séparation des actinides. Il est prévu que les matières combustibles nucléaires d'un combustible nucléaire usé, déchargé de centrales nucléaires, soient récupérées par le biais d'un retraitement du combustible, transformées en un déchet vitrifié, puis stockées en couches géologiques. Dans le retraitement par le procédé PUREX actuel, on considère que le stockage en couches géologiques des déchets vitrifiés requiert un confinement stable pour plusieurs centaines de milliers d'années car les déchets vitrifiés contiennent des actinides mineurs qui sont des radionucléides ayant de très longues demi-vies. Les actinides se réfèrent ici aux éléments de nombres atomiques compris entre 89 et 103, et correspondent à l'uranium (U) et au plutonium (Pu) utilisés comme combustibles nucléaires, et aux groupes d'éléments appelés actinides mineurs. Les actinides mineurs se réfèrent aux éléments transuraniens autres que le Pu parmi les actinides, et correspondent au neptunium, américium, curium et autres éléments. La technique suivante fait actuellement l'objet d'études pour réduire la période de confinement des 30 déchets vitrifiés. Elle inclut les étapes de séparation des actinides mineurs de déchets liquides hautement radioactifs produits par le retraitement du combustible nucléaire usé ; et de conversion des actinides mineurs en radionucléides ayant de courtes demi-vies par le biais d'une irradiation neutronique. Les déchets liquides hautement radioactifs se réfèrent ici aux résidus liquides obtenus après la séparation de l'uranium (U) et du plutonium (Pu) d'une solution du combustible nucléaire usé, dans de l'acide nitrique. Les produits de fission et les actinides mineurs sont principalement dissous dans les déchets liquides hautement radioactifs. En bref, la séparation de l'uranium et du plutonium par le biais du retraitement du combustible nucléaire usé et la séparation des actinides mineurs à partir des déchets liquides hautement radioactifs dans l'étape de séparation des actinides mineurs permettent aux composants du combustible nucléaire usé d'être séparés en groupements respectifs de U et de Pu ; actinides mineurs ; et produits de fission. Divers procédés de séparation des actinides mineurs partir des déchets liquides hautement radioactifs ont été 20 étudiés. Il existe par exemple un procédé pour séparer sélectivement les actinides mineurs des déchets liquides hautement radioactifs au moyen d'un agent complexant. D'autre part, les matières appelées liquides ioniques ont récemment attiré l'attention, les liquides ioniques 25 étant composés d'ions et étant de nature à se trouver à l'état liquide à une température environ égale à la température ambiante. Les liquides ioniques peuvent inclure diverses combinaisons de cations et d'anions, en fonction des différentes applications. Les cations 30 typiques incluent les cations d'imidazolium, de pyridinium, de pyrrolidinium, de pipéridinium, d'ammonium, de phosphonium. Les anions typiques incluent les ions halogénures (Cl-, Br-, I-), le tétrafluoroborate (BF4-), l'hexafluorophosphate (PF6 ), le bis(trifluorométhyl- sulfonyl)imide (C2F6NO4S2-), le trifluorométhanesulfonate (CF303S-) et le trifluoroacétate (CF3C00-). La séparation des éléments dans le combustible nucléaire usé au moyen de ces liquides ioniques fait actuellement l'objet d'études. Par exemple, le document JP-A-2002-503820 décrit un procédé de séparation de U et Pu par dissolution d'un combustible nucléaire usé ou d'une matière contenant des composants du combustible nucléaire usé, dans un liquide ionique. Le document JP-A-2001-516871 décrit un procédé de régénération d'un sel métallique usagé avec un liquide ionique, le sel métallique étant produit lors du retraitement d'un combustible irradié en utilisant un sel fondu. Lors du retraitement d'un combustible nucléaire usé et de la manipulation des matières contenant des radionucléides, comme décrit plus haut, l'utilisation du liquide ionique en tant que solvant peut faciliter avantageusement une gestion des opérations pour prévenir la criticité, car les liquides ioniques contiennent moins d'atomes d'hydrogène qui modèrent aisément les neutrons et tendent à contribuer à la criticité. Les solvants tels qu'une solution d'acide nitrique essentiellement constitués d'eau contiennent davantage d'atomes hydrogène que les liquides ioniques. Il se produit une réaction chimique entre le 30 combustible nucléaire usé et le fluor pour séparer l'uranium qui est un composant principal du combustible nucléaire usé en tant que gaz d'hexafluorure d'uranium. En tant qu'exemples de dispositifs qui peuvent être utilisés pour une telle réaction, les dispositifs de fluoration de type four à flamme sont décrits dans les documents JP-A- 2004-233066 et JP-A-2012-47546 et un dispositif de fluoration de type discontinu est décrit dans le document JP-A-2013-101066. La présente invention concerne un procédé pour 10 séparer les actinides d'une matière contenant les composants d'un combustible nucléaire usé, au moyen d'un liquide ionique, le procédé comprenant les étapes suivantes de : dissolution du combustible nucléaire usé dans une 15 première solution contenant un agent complexant et le liquide ionique ; et de récupération des actinides dans un solvant d'extraction, en amenant la première solution contenant le combustible nucléaire usé dissous au contact du solvant 20 d'extraction. Avantageusement, le procédé selon l'invention comprends une ou plusieurs des caractéristiques suivantes, prises seules ou en combinaison : - Le procédé comprend en outre une étape de : 25 mise en réaction du combustible nucléaire usé avec du fluor pour donner des fluorures solides, l'étape de dissolution impliquant la dissolution des fluorures solides dans la première solution ; 30 - l'agent complexant inclut une double liaison phosphore-oxygène dans sa structure composée ; - l'agent complexant inclut une liaison amide dans sa structure complexe ; - l'agent complexant inclut au moins l'un parmi l'oxyde d'octyl(phényl)-N,N-diisobutylcarbamoyl- méthylphosphine (CMPO), le tributylphosphate (TBP), l'oxyde de trioctylphosphine (TOPO), l'acide di-2-éthylhexyl-phosphorique (D2EHPA), N,N,N',N'-tétrakis(2-pyridylméthyl)éthane-1,2- diamine (TPEN), le 2-éthylhexyl hydrogène-2- éthylhexylphosphonate (PC-88A), N,N,N',N'- tétraoctyl-diglycolamide (TODGA), l'acide N,N- dioctyldiglycol-amique (DODGAA) et le dicyclohexyl-18-couronne-6 (DC18C6) ; et - le solvant d'extraction inclut au moins l'un parmi des alcanes et des composés ayant un groupe alkyle. Selon un autre aspect, l'invention se rapporte à un appareil de séparation pour séparer les actinides d'une matière contenant les composants d'un combustible nucléaire usé, au moyen d'un liquide ionique, l'appareil comprenant : un réservoir de dissolution configuré pour dissoudre le combustible nucléaire usé dans une première solution contenant un agent complexant et le liquide ionique ; et un réservoir de séparation configuré pour séparer les actinides de la première solution, par une extraction. Selon encore un autre aspect, l'invention se rapporte à un appareil de séparation pour séparer les actinides d'une matière contenant les composants d'un combustible 30 nucléaire usé, au moyen d'un liquide ionique, l'appareil comprenant : un réservoir de dissolution configuré pour dissoudre le combustible nucléaire usé dans une première solution contenant un agent complexant et le liquide ionique, le réservoir de dissolution ayant une fonction de 5 réservoir de séparation configuré pour séparer les actinides de la première solution, par une extraction. L'invention sera mieux comprise à la lecture de la description qui suit, donnée en référence aux figures annexées parmi lesquelles : 10 - la figure 1 est un organigramme illustrant un processus de séparation des actinides d'un combustible nucléaire usé selon un mode de réalisation de la présente invention ; - la figure 2 est une représentation schématique 15 d'un appareil de séparation des actinides selon un premier mode de réalisation de la présente invention ; - la figure 3 est une représentation schématique d'un appareil de séparation des actinides selon un 20 deuxième mode de réalisation de la présente invention ; et - la figure 4 est un organigramme d'un processus de séparation des actinides du combustible nucléaire usé selon un quatrième mode de réalisation de la 25 présente invention. La séparation des actinides d'un combustible nucléaire usé au moyen d'un liquide ionique requiert la dissolution des composants du combustible nucléaire usé 30 dans le liquide ionique, puis la séparation des actinides par un processus de séparation d'éléments ordinal, tel qu'une extraction par solvant. Ainsi, une dissolution efficace des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique facilite le processus de séparation des éléments. Bien que le document JP-A-2002-503820 décrive le procédé de dissolution du combustible nucléaire usé ou de la matière contenant les composants du combustible nucléaire usé, dans le liquide ionique, il ne présente pas de données incluant la quantité des composants du 10 combustible nucléaire usé dissous dans le liquide ionique. Les présents inventeurs ont mesuré de manière expérimentale les solubilités d'un composé de fluorure dans les liquides ioniques. Les solubilités du fluorure (fluorure de cérium) dans les liquides ioniques sont 15 présentées dans le tableau 1, les solubilités étant obtenues au cours de cette expérience. Dans l'expérience effectuée par les présents inventeurs, les solubilités du fluorure de cérium dans les liquides ioniques sont examinées. Ce sont des combinaisons 20 des anions et des cations dont les valeurs sont indiquées dans le tableau 1. De manière spécifique, les cations des liquides ioniques sont les cations respectifs d'un groupe imidazolium, d'un groupe pyridinium et d'un groupe pyrrolidinium. La colonne du tableau 1 énumère les espèces 25 cationiques dans l'ordre d'acidité de Lewis des cations, ainsi qu'un cation d'un groupe ammonium comme référence. La ligne du tableau 1 énumère l'ion tétrafluoroborate (BF4 ), l'ion hexafluorophosphate (PF6 ) , l'anion bis(trifluorométhyl-sulfonyl)amine (C2F6NO4S2 ), l'anion 30 trifluorométhanesulfonate (CF303S) et l'ion chlorure (Cl- ), en tant qu'anions utilisés dans l'expérience. Tout comme pour les cations, le tableau 1 énumère les espèces anioniques dans l'ordre de la basicité de Lewis des anions, ainsi que de l'ion trifluoroacétate (CF3C00-) comme référence. Le procédé expérimental inclut : la fourniture de fluorure de cérium en tant qu'exemple type à chacun des liquides ioniques ; l'agitation du mélange pendant une heure à 100°C pour dissoudre le fluorure de cérium ; puis la mesure de la quantité de cérium dissoute dans la solution. On considère que les liquides ioniques ont été développés dans les années 1990 ou plus tard, et qu'aucun rapport concernant la quantité de composés organiques dissoute dans ces liquides ioniques n'a été publié. Selon le tableau 1, les liquides ioniques possédant le cation du groupe imidazolium et ayant une plus forte basicité de Lewis tendent à dissoudre une plus grande quantité du fluorure, tandis que les liquides ioniques possédant les anions tels que BF4 ou C2F6NO4S2 et présentant une acidité de Lewis plus faible tendent dissoudre une plus grande quantité du fluorure. Ainsi, le fluorure devrait se dissoudre davantage dans un liquide ionique composé d'un cation présentant l'acidité de Lewis la plus faible et d'un anion présentant la basicité de Lewis la plus forte. Selon le tableau 1, le fluorure peut être dissous même dans le liquide ionique composé du cation du groupe imidazolium ayant l'acidité de Lewis la plus forte et de BF4- qui est un anion ayant la basicité de Lewis la plus faible. Ceci suggère que le fluorure peut être dissous dans n'importe quel liquide ionique composé de l'anion et du cation indiqués dans le tableau 1. Comme décrit plus haut, les présents inventeurs ont révélé de manière expérimentale que n'importe quel composé de fluorure est dissous dans les liquides ioniques. Toutefois, le procédé PUREX, qui est l'un des procédés de retraitement du combustible nucléaire usé, 5 utilise de l'acide nitrique comme solvant pour dissoudre les composants du combustible nucléaire usé. Des procédés impliquant la dissolution des composants du combustible nucléaire usé dans un liquide ionique, requièrent une quantité réduite du liquide ionique utilisé, car le 10 liquide ionique est plus cher que l'acide nitrique en termes du coût en volume. Une solution à ce problème est par exemple, l'amélioration de la solubilité des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique. 15 Les présents inventeurs ont procédé à de nombreuses études et ont récemment découvert un processus de séparation d'un actinide incluant une nouvelle étape de dissolution de composants d'un combustible nucléaire usé, dans un liquide ionique, dans laquelle un agent complexant 20 a été dissous à l'avance. De manière spécifique, le processus de séparation de la présente invention inclut la dissolution des composants du combustible nucléaire usé, contenant des actinides, dans un liquide ionique contenant un agent complexant dissous, et la séparation des 25 composants dissous au moyen d'une extraction par solvant. Ce processus peut bénéficier d'une réaction entre le combustible nucléaire usé et le fluor pour séparer l'uranium qui est un composant principal du combustible nucléaire usé, sous forme d'un gaz d'hexafluorure 30 d'uranium avec une conversion chimique des autres composants en fluorures. Ainsi, ce processus ne nécessite pas une dissolution de l'ensemble des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique, ou peut en outre réduire la quantité de matières dissoutes dans le liquide ionique. L'utilisation des dispositifs de fluoration décrits dans les documents JP-A-2004-233066, JP-A-2012-47546 et JP-A-2013-101066 permet aux réactions du combustible nucléaire usé avec le gaz fluoré de convertir le combustible nucléaire usé en fluorures. Un tel processus de séparation de l'actinide inclut : la mise en réaction du combustible nucléaire usé avec le gaz fluoré pour convertir le combustible nucléaire usé en fluorures et pour séparer l'uranium qui est le principal composant du combustible nucléaire usé ; la dissolution dans le liquide ionique des composants du combustible nucléaire usé contenant les actinides après la séparation de l'uranium, le liquide ionique contenant l'agent complexant dissous ; et la séparation des composants dissous par l'extraction de solvant. Il est à noter que la séparation de l'uranium (U), du 20 plutonium (Pu), des produits de fission (PF) et des actinides mineurs est désignée comme la séparation des actinides. Selon un mode de réalisation de la présente invention, il est prévu un procédé de séparation des 25 actinides d'une matière contenant les composants d'un combustible nucléaire usé, au moyen d'un liquide ionique, le procédé incluant : la dissolution du combustible nucléaire usé dans une première solution contenant un agent complexant et le liquide ionique ; et la 30 récupération des actinides dans un solvant d'extraction en amenant la première solution contenant le combustible nucléaire usé dissous, au contact du solvant d'extraction. Plus préférablement, un agent complexant incluant une double liaison phosphore-oxygène dans sa structure 5 composée est utilisé en tant qu'agent complexant. Plus préférablement, un agent complexant incluant une liaison amide dans sa structure composée est également utilisé en tant qu'agent complexant. Plus préférablement, un agent complexant incluant au 10 moins l'un parmi l'oxyde d'octyl(phényl)-N,N- diisobutylcarbamoyl-méthylphosphine (CMPO), le phosphate de tributyle (TBP), l'oxyde de trioctylphosphine (TOPO), l'acide di-2-éthylhexyl-phosphorique (D2EHPA), le N,N,N',N'-tétrakis(2-pyridylméthyl)éthane-1,2-diamine 15 (TPEN), le 2-éthylhexyl hydrogèn-2-éthylhexylphosphonate (PC-88A), le N,N,N',N'-tétraoctyl diglycolamide (TODGA), l'acide N,N-dioctyldiglycol-amique (DODGAA) et le dicyclohexyl-18-couronne-6 (DC18C6) est également utilisé en tant qu'agent complexant. 20 Plus préférablement, un appareil de séparation pour séparer les actinides du combustible nucléaire usé au moyen du liquide ionique inclut : un réservoir de dissolution configuré pour dissoudre le combustible nucléaire usé dans une première solution contenant l'agent 25 complexant et le liquide ionique ; et un réservoir de séparation configuré pour séparer les actinides de la première solution par l'extraction, permettant ainsi de résoudre le problème susmentionné. La présente invention peut réduire la quantité du 30 liquide ionique nécessaire pour dissoudre les composants du combustible nucléaire usé. Dans la suite de la description, les éléments identiques ou de fonction identique portent le même signe de référence. Un premier mode de réalisation de la présente 5 invention est décrit ci-après en référence à la figure 1. La figure 1 est un organigramme de ce mode de réalisation qui illustre les étapes jusqu'à ce que les actinides soient séparés d'un combustible nucléaire usé. Ce mode de réalisation inclut une étape de dissolution S1 consistant 10 à dissoudre les composants 7 du combustible nucléaire usé dans un liquide ionique 5 contenant un agent complexant 6 ; une étape d'extraction S2 consistant à obtenir un liquide d'extraction 10 contenant des actinides 12 et une seconde solution 11 séparée du liquide d'extraction 10 en 15 amenant une première solution 8 obtenue dans l'étape de dissolution S1 au contact d'un solvant d'extraction 9 ; une seconde étape de régénération S4 consistant à séparer le liquide d'extraction 10 en solvant d'extraction 9, agent complexant 6 et actinides 12; et une première étape 20 de régénération S3 consistant à séparer la seconde solution 11 en liquide ionique 5 et produits de fission (PF) 13, la seconde solution 11 étant obtenue après séparation des actinides 12 de la première solution 8. Le liquide ionique 5 et l'agent complexant 6 sont utilisés à 25 nouveau dans l'étape de dissolution S1. Le solvant d'extraction 9 est utilisé à nouveau dans l'étape d'extraction S2. Dans ce mode de réalisation, un agent complexant incluant une double liaison phosphore-oxygène dans sa 30 structure composée est utilisé en tant qu'agent complexant 6. L'utilisation d'un tel agent complexant peut particulièrement améliorer la solubilité des actinides et peut réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour la dissolution. Dans ce mode de réalisation, un solvant d'extraction 5 qui inclut au moins un élément choisi dans le groupe constitué des alcanes et des composés ayant des groupes alkyle, respectivement, est utilisé en tant que solvant d'extraction 9. L'utilisation d'un tel solvant d'extraction peut minimiser les pertes du liquide ionique 10 et du solvant d'extraction dans l'opération d'extraction dues à la séparation de phase entre ces liquides. Dans ce mode de réalisation, un cas d'utilisation de dodécane en tant que solvant d'extraction 9 sera illustré. Le procédé de séparation des actinides selon ce mode 15 de réalisation est décrit en détail ci-après. Étant donné que le combustible nucléaire usé, déchargé des centrales nucléaires, est stocké dans des tubes de gainage, un cisaillage et un dégainage sont opérés par des procédés existants, utilisés dans les 20 installations de retraitement. Les composants 7 du combustible nucléaire usé ainsi obtenus, sont récupérés et dissous dans le liquide ionique 5 contenant l'agent complexant 6 dissous à l'étape de dissolution S1 pour fournir la première solution 8. Tout liquide ionique 25 composé du cation et de l'anion indiqués dans le tableau 1 peut être utilisé comme liquide ionique 5. Cations (Faible i-Acidité de Lewis-' Forte) Pyrrolidinium Ammonium Pyridinium Imidazolium (Faible BF4 14 1,8 T Basicité o H de Lewis En tant qu'agent complexant 6, les composés suivants peuvent être utilisés. Ce sont l'oxyde d'octyl(phény1)- N,N-diisobutylcarbamoyl-méthylphosphine (CMPO), le tributylphosphate (TBP), l'oxyde de trioctylphosphine (TOPO), l'acide di-2-éthylhexyl phosphorique (D2EHPA), le N,N,N',N'-tétrakis(2-pyridylméthyl)éthane-1,2-diamine (TPEN), le 2-éthylhexyl hydrogène-2-éthylhexylphosphonate (PC-88A), le N,N,N',N'-tétraoctyl-diglycolamide (TODGA), l'acide N,N-dioctyldiglycol-amique (DODGAA) et le dicyclohexyl-18-couronne-6 (DC18C6). Deux composés ou plus choisis parmi ces composés peuvent être utilisés. L'utilisation de l'agent complexant 6 peut particulièrement améliorer la solubilité des actinides et peut réduire la quantité du liquide ionique nécessaire 15 pour la dissolution. Dans ce mode de réalisation, les composants du combustible nucléaire usé sont ionisés lorsqu'ils sont dissous dans le liquide ionique. La formation de complexes par le biais de la coordination de ces ions avec un agent 20 complexant permet aux composants du combustible nucléaire usé d'être dissous de manière plus stable dans le liquide ionique. Une telle formation des complexes davantage solubles dans le liquide ionique peut améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé. 25 Selon ce mode de réalisation, la dissolution des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique contenant l'agent complexant dissous peut avoir pour effet d'améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique pour 30 réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour la dissolution. Selon ce mode de réalisation, il est prévu une installation plus compacte pour séparer le combustible nucléaire usé, en uranium (U), plutonium (Pu), produits de fission (PF) et actinides mineurs. En référence à la figure 2, il est décrit ci-après un appareil de séparation d'actinides selon ce mode de réalisation pour séparer les actinides des composants du combustible nucléaire usé. L'appareil de séparation des actinides de ce mode de réalisation inclut un réservoir de dissolution 20, un échangeur de chaleur 21, une pompe 22, un réservoir de séparation 23, une pompe 24, une pompe 25, une vanne 26, une vanne 27, une vanne 28, une vanne 29, une vanne 30, une vanne 31, une vanne 32 et une vanne 33. Lorsque les vannes 26 à 28 sont ouvertes, les composants 7 du combustible nucléaire usé, un liquide ionique 5 et un agent complexant 6 sont fournis au réservoir de dissolution 20 à travers les entrées. Le réservoir de dissolution 20 inclut l'échangeur de chaleur 21 et peut chauffer le liquide ionique 5. Une fois terminée la dissolution des composants 7 du combustible nucléaire usé, les vannes 29-30 sont ouvertes pour transférer une première solution 8 au réservoir de séparation 23 au moyen de la pompe 22. Une fois le transfert terminé, les vannes 29-30 sont fermées. La vanne 33 est ensuite ouverte pour introduire un solvant d'extraction 9 dans le réservoir de séparation 23 à travers une entrée. La première solution 8 et le solvant d'extraction 9 provoquent une séparation de phase sans être mélangés l'un à l'autre, et les actinides 12 et l'agent complexant 6 sont transférés vers le solvant d'extraction 9 à partir de la première solution 8. Une fois cette opération de séparation par extraction terminée, la pompe 31 est tout d'abord ouverte pour envoyer la quantité totale d'une seconde solution 11 vers une première étape de régénération S3 au moyen de la pompe 24. La seconde solution 11 est séparée en produits de fission (PF) 13 et liquide ionique 5 dans la première étape de régénération S3. Ensuite, la vanne 31 est fermée et la vanne 32 est ouverte pour envoyer un liquide d'extraction 10 vers une seconde étape de régénération S4 au moyen de la pompe 25. Dans la seconde étape de régénération S4, le liquide d'extraction 10 est séparé en actinides 12, agent complexant 6 et solvant d'extraction 9. Il est à noter que la première étape de régénération 15 S3 et la seconde étape de régénération S4 signifient une première unité de régénération et la seconde unité de régénération sur la figure 2, respectivement. L'utilisation de l'appareil de séparation des actinides selon ce mode de réalisation permet une 20 séparation facile des actinides à partir des composants 7 du combustible nucléaire usé. Un deuxième mode de réalisation de la présente invention est décrit ci-après en référence à la figure 3. 25 Dans ce mode de réalisation, les étapes jusqu'au moment où les actinides sont séparés du combustible nucléaire usé sont les mêmes que dans le premier mode de réalisation (figure 1), mais l'appareil de séparation des actinides pour séparer les actinides du combustible nucléaire usé 30 est différent de celui du premier mode de réalisation (figure 2). En référence à la figure 3, il est décrit, en insistant principalement sur les constituants différents de ceux du premier mode de réalisation, l'appareil de séparation des actinides selon ce mode de réalisation destiné à séparer les actinides des composants du 5 combustible nucléaire usé. L'appareil de séparation des actinides selon ce mode de réalisation inclut un réservoir de dissolution et de séparation 130, un échangeur de chaleur 21, une unité d'agitation 131, une pompe 24, une pompe 25, une vanne 134, une vanne 135, une vanne 136, une 10 vanne 137, une vanne 138, et une vanne 139. Lorsque les vannes 134 à 136 sont ouvertes, les composants 7 du combustible nucléaire usé, un liquide ionique 5 et un agent complexant 6 sont fournis au réservoir 130 à travers les entrées. Le réservoir 130 15 inclut l'échangeur de chaleur 21 et peut chauffer le liquide ionique 5. Une fois terminée la dissolution des composants 7 du combustible nucléaire usé, la vanne 137 est ouverte pour introduire un solvant d'extraction 9 dans le réservoir 130 à travers une entrée. Le liquide ionique 20 5 et le solvant d'extraction 9 provoquent une séparation de phase sans être mélangés l'un à l'autre, et les actinides 12 et l'agent complexant 6 sont transférés au solvant d'extraction 9. L'agitation vigoureuse de la solution dans le réservoir 130 au moyen de l'unité 25 d'agitation 131 peut accélérer ici le transfert des actinides 12 et de l'agent complexant 6 vers le solvant d'extraction 9. Une fois cette opération de séparation par extraction terminée, la vanne 139 est tout d'abord ouverte pour envoyer la quantité totale d'une seconde solution 11 30 vers une première étape de régénération S3 au moyen de la pompe 24. La seconde solution 11 est séparée en produits de fission (PF) 13 et liquide ionique 5 dans la première étape de régénération S3. Ensuite, la vanne 139 est fermée et la vanne 140 est ouverte pour envoyer un liquide d'extraction 10, à une seconde étape de régénération S4, au moyen de la pompe 25. Dans la seconde étape de régénération S4, le liquide d'extraction 10 est séparé en actinides 12, agent complexant 6 et solvant d'extraction 9. Il est à noter que la première étape de régénération 10 S3 et la seconde étape de régénération S4 signifient une première unité de régénération et la seconde unité de régénération de la figure 3, respectivement. Dans ce mode de réalisation, les composants du combustible nucléaire usé sont ionisés lorsqu'ils sont 15 dissous dans le liquide ionique. La formation de complexes par le biais de la coordination de ces ions avec un agent complexant permet aux composants du combustible nucléaire usé d'être dissous de manière plus stable dans le liquide ionique. Une telle formation des complexes davantage 20 solubles dans le liquide ionique peut améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé. Selon ce mode de réalisation, la dissolution des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique contenant l'agent complexant dissous peut avoir 25 pour effet d'améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique pour réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour la dissolution. Selon ce mode de réalisation, il est prévu une 30 installation plus compacte pour séparer le combustible nucléaire usé en uranium (U), plutonium (Pu), produits de fission (PF) et actinides mineurs. L'utilisation de l'appareil de séparation des actinides selon ce mode de réalisation permet une séparation facile des actinides à partir des composants 7 5 du combustible nucléaire usé. L'appareil de séparation des actinides selon ce mode de réalisation intègre un réservoir pour dissoudre les composants 7 du combustible nucléaire usé et un réservoir pour séparer les actinides 12, et élimine ainsi 10 avantageusement le besoin de récupérer le liquide ionique 5 contenant les composants dissous 7 du combustible nucléaire usé à partir du réservoir de dissolution et de transférer le liquide ionique 5 vers un réservoir de séparation différent. 15 Un troisième mode de réalisation de la présente invention est décrit ci-après en référence à la figure 1. Dans le premier mode de réalisation, il est décrit un procédé de dissolution des composants 7 du combustible 20 nucléaire usé, dans un liquide ionique, les composants 7 étant obtenus en dégainant le combustible nucléaire usé. Dans ce mode de réalisation, les composants du combustible nucléaire usé sont mis en réaction avec du gaz contenant du fluor et convertis ainsi en fluorures solides 25 (également désignés par composants 7 du combustible nucléaire usé). Ces composants 7 du combustible nucléaire usé sont dissous dans un liquide ionique. Dans ce mode de réalisation, il est illustré le cas de l'utilisation de l'appareil de séparation (figure 2) selon le premier mode 30 de réalisation en tant qu'appareil de séparation des actinides pour séparer les actinides du combustible nucléaire usé, mais l'appareil de séparation (figure 3) selon le deuxième mode de réalisation peut être utilisé. Un procédé de séparation des actinides selon ce mode de réalisation est décrit ci-après en référence à la figure 1, en insistant sur les opérations différentes de celles du premier mode de réalisation. Un procédé de séparation des actinides selon ce mode de réalisation inclut : une étape de dissolution S1 consistant dissoudre les composants 7 (fluorures solides) d'un combustible nucléaire usé dans un liquide ionique 5, les composants 7 étant obtenus par une fluoration du combustible nucléaire usé ; une étape d'extraction S2 consistant à récupérer les actinides 12 dans un liquide d'extraction 10 en amenant une première solution 8 obtenue dans l'étape de dissolution S1 en contact avec un solvant d'extraction 9 ; une seconde étape de régénération S4 consistant à séparer le liquide d'extraction 10 en solvant d'extraction 9, agent complexant 6 et actinides 12 ; et une première étape de régénération S3 consistant à séparer une seconde solution 11 en liquide ionique 5 et produits de fission (PF) 13, la seconde solution 11 étant obtenue après séparation des actinides 12 à partir de la première solution 8. Le procédé de séparation des actinides selon ce mode 25 de réalisation est décrit ci-après en détail. Étant donné que le combustible nucléaire usé déchargé des centrales nucléaires est stocké dans des tubes de gainage, un cisaillage et un dégainage sont opérés par des procédés existants, utilisés dans les installations de 30 retraitement. Le combustible nucléaire usé ainsi obtenu est mis en réaction avec du gaz fluoré pour donner les composants 7 du combustible nucléaire usé. Dans l'étape de fluoration, un dispositif de fluoration de type four à flamme peut être utilisé. Étant donné que le gaz fluoré est hautement réactif, sensiblement tous les composants du combustible nucléaire usé sont mis en réaction avec le gaz fluoré pour convertir les oxydes en fluorures. Le combustible nucléaire usé contient divers éléments dont les fluorures ont des points d'ébullition fortement différents. Dans l'étape de fluoration, les fluorures sont globalement divisés en hexafluorure d'uranium volatil (gaz UF6) et composants résiduels 7 du combustible nucléaire usé. Les composants 7 de ce combustible nucléaire usé incluent du plutonium (Pu), des produits de fission (PF), des actinides mineurs et une petite quantité d'uranium (U). Les composants 7 du combustible nucléaire usé sont récupérés et dissous dans le liquide ionique 5 contenant l'agent complexant 6 dissous dans l'étape de dissolution S1 pour fournir la première solution 8. En tant que liquide ionique 5, tout liquide ionique composé du cation et de l'anion indiqués dans le tableau 1 peut être utilisé. Le tableau 1 indique la quantité de fluorure de cérium dissoute dans les liquides ioniques respectifs, le fluorure de cérium étant un exemple type. Étant donné que les actinides qui sont des éléments devant être séparés dans ce mode de réalisation appartiennent au même groupe que le cérium, les fluorures des actinides devraient également être dissous dans les liquides ioniques. Ensuite, la première solution 8 est amenée en contact 30 avec le solvant d'extraction 9 dans l'étape d'extraction S2. Les exigences pour le solvant d'extraction 9 incluent une dissolution difficile dans le liquide ionique 5 et la possibilité pour les actinides 12 d'être transférés vers le solvant d'extraction 9 en contact entre la première solution 8 et le solvant d'extraction 9. En tant que tels solvants, les solvants hydrocarburés tels que principalement les alcanes sont utilisés de manière particulièrement efficace. Parmi eux, le dodécane qui est un solvant utilisé dans les installations de retraitement, est adapté à une utilisation dans ce mode de réalisation. Le liquide d'extraction 10 contient le solvant d'extraction 9, les actinides 12 et l'agent complexant 6. Ces composants sont obtenus par une opération de séparation telle qu'une réextraction, une électrolyse et une adsorption dans une seconde étape de régénération S4. Ici, l'agent complexant 6 est transféré vers le liquide d'extraction 10 conjointement avec les actinides 12 dans l'étape d'extraction S2. Le solvant d'extraction 9 et l'agent complexant 6 ainsi récupérés séparément sont utilisés dans l'étape d'extraction S2 et l'étape de dissolution S1, respectivement. D'autre part, la première solution 8 à partir de laquelle les actinides 12 sont séparés dans l'étape d'extraction S2 est envoyée vers la première étape de régénération S3 en tant que seconde solution 11, et séparée en liquide ionique 5 et produits de fission (PF) 13 par une opération de séparation telle qu'une réextraction, une électrolyse et une adsorption. Le liquide ionique récupéré 5 est recyclé dans l'étape de dissolution S1. Après séparation des éléments selon les groupes respectifs, de cette manière, les produits de fission (PF) 13 sont soumis à une vitrification, et les actinides 12 sont convertis en nucléides ayant de courtes demi-vies par le biais d'une transmutation nucléaire avec une irradiation neutronique ou similaire. Les nucléides sont ensuite soumis à la vitrification de la même manière que pour les produits de fission. Les matières combustibles nucléaires telles que l'uranium (U) et le plutonium (Pu) sont recyclés comme combustibles nucléaires. Dans ce mode de réalisation, les composants du combustible nucléaire usé sont ionisés lorsqu'ils sont dissous dans le liquide ionique. La formation de complexes par le biais de la coordination de ces ions avec un agent complexant permet aux composants du combustible nucléaire usé d'être dissous de manière plus stable dans le liquide ionique. Une telle formation des complexes davantage solubles dans le liquide ionique peut améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé. Selon ce mode de réalisation, la dissolution des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique contenant l'agent complexant dissous peut avoir pour effet d'améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique pour réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour la dissolution. Selon ce mode de réalisation, il est prévu une installation plus compacte pour séparer le combustible nucléaire usé en uranium (U), plutonium (Pu), produits de fission (PF) et actinides mineurs. Selon ce mode de réalisation, les composants du 30 combustible nucléaire usé obtenus par dégainage du combustible nucléaire usé sont mis en réaction avec un gaz contenant du fluor, et l'uranium qui est un composant principal du combustible nucléaire usé est séparé l'avance. Cette opération peut réduire de manière significative la quantité de fluorures solides devant être dissoute dans un liquide ionique et avoir en conséquence pour effet de réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour dissoudre la quantité totale des fluorures solides. Un quatrième mode de réalisation de la présente invention est décrit ci-après en référence à la figure 4. La figure 4 est un organigramme de ce mode de réalisation qui illustre les étapes jusqu'à ce que les actinides soient séparés du combustible nucléaire usé. Un procédé de séparation des actinides selon ce mode de réalisation inclut : une étape de dissolution S1 consistant dissoudre les composants 7 (fluorures solides) d'un combustible nucléaire usé, dans un liquide ionique 5 ; une étape d'extraction S2 consistant à récupérer les actinides 12 dans un liquide d'extraction 10 en amenant une première solution 8 obtenue dans l'étape de dissolution S1 en contact avec un solvant d'extraction 9 ; une seconde étape de régénération S4 consistant à séparer le liquide d'extraction 10 en solvant d'extraction 9, agent complexant 6 et actinides 12 ; et une première étape de régénération S3 consistant à séparer une seconde solution 11 en liquide ionique 5 et produits de fission (PF) 13, la seconde solution 11 étant obtenue après séparation des actinides 12 de la première solution 8. Ce mode de réalisation est différent du premier mode de réalisation en ce que l'agent complexant 6 n'est pas ajouté dans l'étape de dissolution S1 et le solvant d'extraction 9 et l'agent complexant 6 sont récupérés ensemble et non séparément dans la seconde étape de régénération S4. Le procédé de séparation des actinides selon ce mode de réalisation est décrit en détail ci-après, en insistant sur les opérations différentes de celles du premier mode de réalisation. Le cas de la réaction du combustible nucléaire usé avec le gaz fluoré pour donner les composants 7 du combustible nucléaire usé d'une manière similaire au premier mode de réalisation est décrit. Les composants 7 du combustible nucléaire usé incluent du plutonium (Pu), des produits de fission (PF), des actinides mineurs et une petite quantité d'uranium (U). Ces composants 7 du combustible nucléaire usé sont récupérés et dissous dans le liquide ionique 5 contenant l'agent complexant 6 dissous dans l'étape de dissolution S1 pour fournir la première solution 8. En tant que liquide ionique 5, le même liquide ionique que dans le premier mode de réalisation est utilisé. Ensuite, la première solution 8 est amenée en contact avec le solvant d'extraction 9 contenant l'agent complexant dissous 6 dans l'étape d'extraction S2. En tant que solvant d'extraction 9, le même solvant que dans le premier mode de réalisation est utilisé. Cette opération transfère les actinides 12 dissous dans la première solution 8 vers le solvant d'extraction 9. La formation de complexes entre l'agent complexant 6 et les actinides 12 facilite ici la dissolution des actinides 12 dans le solvant d'extraction 9, ce qui permet un transfert facile des actinides 12 vers le solvant d'extraction 9. Le liquide d'extraction 10 est une solution contenant le solvant d'extraction 9, les actinides 12 et l'agent complexant 6. Les actinides 12 dans le liquide d'extraction 10 sont séparés par une opération de séparation telle qu'une réextraction, une électrolyse et une adsorption dans la seconde étape de régénération S4. Le solvant d'extraction récupéré 9 et l'agent complexant 6 sont tous deux recyclés dans l'étape d'extraction S2. D'autre part, la première solution 8, de laquelle les actinides 12 sont séparés dans l'étape d'extraction S2, est envoyée vers la première étape de régénération S3 en tant que seconde solution 11, et séparée en liquide ionique 5 et produits de fission (PF) 13 par une opération de séparation telle que la réextraction, l'électrolyse et l'adsorption. Le liquide ionique récupéré 5 est recyclé dans l'étape de dissolution S1. Après séparation des éléments selon les groupes respectifs, de cette manière, les produits de fission 13 sont soumis à une vitrification, et les actinides 12 sont convertis en nucléides ayant de courtes demi-vies par le biais d'une transmutation nucléaire avec une irradiation neutronique ou similaire. Les nucléides sont ensuite soumis à la vitrification de la même manière que pour les produits de fission. Les matières combustibles nucléaires telles que l'uranium (U) et le plutonium (Pu) sont recyclées comme combustibles nucléaires. Dans ce mode de réalisation, les composants du combustible nucléaire usé sont ionisés lorsqu'ils sont dissous dans le liquide ionique. La formation de complexes par le biais de la coordination de ces ions avec l'agent complexant permet aux composants du combustible nucléaire usé d'être dissous de manière plus stable dans le liquide ionique. Une telle formation des complexes davantage solubles dans le liquide ionique peut améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé. 5 Selon ce mode de réalisation, la dissolution des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique contenant l'agent complexant dissous peut avoir pour effet d'améliorer la solubilité des composants du combustible nucléaire usé dans le liquide ionique pour 10 réduire la quantité du liquide ionique nécessaire pour la dissolution. Selon ce mode de réalisation, il est prévu une installation plus compacte pour séparer le combustible nucléaire usé en uranium (U), plutonium (Pu), produits de 15 fission (PF) et actinides mineurs. Selon ce mode de réalisation, la solubilité des composants du combustible nucléaire usé diminue par rapport au premier mode de réalisation, car l'agent complexant est dissous à l'avance dans le liquide ionique. 20 Ce mode de réalisation ne requiert pas toutefois la récupération par la séparation du solvant d'extraction et de l'agent complexant dans l'étape de régénération du liquide d'extraction, ayant comme effet de simplifier l'étape de régénération du liquide d'extraction. 25 Selon ce mode de réalisation, par rapport au premier mode de réalisation, l'agent complexant est dissous l'avance dans le solvant d'extraction pour faciliter la formation des complexes entre les actinides et l'agent complexant qui sont dissous dans le liquide ionique, ce 30 qui permet un transfert facile des complexes d'actinide vers le solvant d'extraction, ayant pour effet de faciliter la séparation des actinides dans le solvant d'extraction dans l'étape d'extraction. REVENDICATIONS1. Procédé pour séparer les actinides (12) d'une matière contenant les composants d'un combustible 5 nucléaire usé (7), au moyen d'un liquide ionique (5), le procédé comprenant les étapes suivantes de : dissolution (S1) du combustible nucléaire usé dans une première solution (8) contenant un agent complexant (6) et le liquide ionique (5) ; et de 10 récupération des actinides dans un solvant d'extraction (9), en amenant la première solution (8) contenant le combustible nucléaire usé dissous au contact du solvant d'extraction (9). 15 2. Procédé selon la revendication 1, comprenant en outre une étape de : mise en réaction du combustible nucléaire usé avec du fluor pour donner des fluorures solides, l'étape de dissolution (S1) impliquant la dissolution des 20 fluorures solides dans la première solution (8). 3. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'agent complexant (6) inclut une double liaison phosphore-oxygène dans sa structure composée. 25 4. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'agent complexant (6) inclut une liaison amide dans sa structure complexe. 30 5. Procédé selon la revendication 1, dans lequel l'agent complexant (6) inclut au moins l'un parmi l'oxyded'octyl(phény1)-N,N-diisobutylcarbamoyl-méthylphosphine (CMPO), le tributylphosphate (TBP), l'oxyde de trioctylphosphine (TOPO), l'acide di-2-éthylhexyl- phosphorique (D2EHPA), N,N,N',N'-tétrakis(2- pyridylméthyl)éthane-1,2-diamine (TPEN), le 2-éthylhexyl hydrogène-2-éthylhexylphosphonate (PC-88A), N,N,N',N'- tétraoctyl-diglycolamide (TODGA), l'acide N,N- dioctyldiglycol-amique (DODGAA) et le dicyclohexyl-18- couronne-6 (DC18C6). 6. Procédé selon la revendication 1, dans lequel le solvant d'extraction (9) inclut au moins l'un parmi des alcanes et des composés ayant un groupe alkyle. 7. Appareil de séparation pour séparer les actinides (12) d'une matière contenant les composants d'un combustible nucléaire usé (7), au moyen d'un liquide ionique (5), l'appareil comprenant : un réservoir de dissolution (20) configuré pour 20 dissoudre le combustible nucléaire usé dans une première solution (8) contenant un agent complexant (6) et le liquide ionique (5) ; et un réservoir de séparation (23) configuré pour séparer les actinides (12) de la première solution (8), 25 par une extraction. 8. Appareil de séparation pour séparer les actinides (12) d'une matière contenant les composants d'un combustible nucléaire usé (7), au moyen d'un liquide 30 ionique (5), l'appareil comprenant :un réservoir de dissolution (130) configuré pour dissoudre le combustible nucléaire usé dans une première solution (8) contenant un agent complexant (6) et le liquide ionique (5), le réservoir de dissolution (130) ayant une fonction de réservoir de séparation configuré pour séparer les actinides (12) de la première solution (8), par une extraction.