Le retraitement des combustibles au plutonium par le procédé bien connu PUREX produit des résidus insolubles qui con- tiennent notamment du plutonium Selon les conditions de fabri- cation du combustible et-les conditions d'irradiation, ces déchets peuvent représenter jusqu'à quelques pour cent du plutonium mis en oeuvre. Ces déchets, qui sont fortement radioactifs et très dangereux, doivent absolument être mis sous une forme soluble et retraités. L'invention consiste à soumettre les déchets secs qui sont insolubles dans l'acide nitrique ou d'autres acides forts et qui se forment au premier stade du procédé PUREX, a un traitement aux-hydroxydes alcalins secs, dans des conditions oxydantes, à température élevée. De préférence, le résidu sec, mélangé très intimement dans un rapport molaire de 1 à 4 à du Na OR séché à 120 C,est main- tenu sous atmosphère d'air sec exempt de CO 2 ou sous un flux de gaz oxydants équivalents pendant environ 12 heures k une température située entre 550 et 800 'C. Entre'autres réactions, le plutonium contenu dans les résidus insolubles à l'acide nitrique passe dans l'oxyde ternaire de formule brute Nau 6 Pu O Dans ces conditions de réaction, il se forme partiellement aussi des oxydes ternaires solubles des produits de fission La réaction de formation de composés correspondants d'américium est incomplète car, à ces températures, les polyoxydes ternaires riches en américium ne sont plus stables. Plusieurs essais ont été réalisés suivant le procédé décrit ci-dessus Au moins 99 % des 270 mg de Pu Q 2 présents dans 1100 mg de résidus ont été dissous: (comme il subsistait de l'Am O 2 non dissous, la limite de détection du plutonium était de 3 mg). Dans l'hypothèse d'un résidu de Pu O 2 de 2 d la dissolution de 99 d du résidu permet de soumettre au processus de récupération 99,98 7. du plutonium. On notera que le produit de réaction peut être dissous dans du HNO 3 dans un rapport molaire de 1: 3 à 1: 6 (suivant les caractéristiques requises de la solution d'alimentation du procédé PUREX) L'apport complémentaire de Na NO 3 dans le processus sera de l'ordre de grandeur de la quantité de Na NO 3 déjà présente. Comme on l'a indiqué, le procédé selon l'invention réduit les pertes de plutonium au cours du retraitement Il a pour effet non seulement d'améliorer l'économie du cycle de plutonium, mais également de réduire la toxicité des déchets, Il permet d'éviter des procédés de production coûteux qui alourdissent considérablement le prix de la fabrication des combustibles au plutonium. Exemple 1100 mg de résidus contenant 270 mg de Pu O 2 et 7 mg d'Am O 2 ont été chauffés, suivant le procédé de l'invention, dans un conteneur d'argent en présence de Na OH pendant 12 heures à 600 'C Le produit obtenu a été dissous dans de l'acide nitrique et filtré Les quantités de plutonium et d'américium du résidu retenu dans le filtre n'étaient plus mesurables. k. REVENDICATIONS 1 Procédé de retraitement des combustibles nucléaires irradiés avec formation de résidus insolubles dans les acides, caractérisé par le traitement des résidus secs pendant un temps assez long à haute température, au moyen d'hydroxydes alcalins dans des conditions oxydantes. 2 Procédé selon la revendication 1, caractérisé en ce que les résidus sont chauffés pendant 12 heures à 550-800 'C avec du Na OH.