Le butoir du césium
L'extraction de l'ensemble des isotopes du césium
devrait
être possible avec des molécules telles que les
calixarènes
. Mais le césium est présent dans les
solutions sous quatre formes isotopiques qui présentent des
propriétés de radioactivité très
différentes.
Les isotopes 134 et 137 du césium pourraient justifier d'un stockage en
surface, parce que leur période est courte. L'isotope 135 est quant
à lui à vie longue et devrait être entreposé en
profondeur. Une complication du problème apparaît avec l'isotope
133 du césium qui, lui, est stable. En effet, par irradiation
neutronique, il donne naissance au césium 135. Par conséquent, si
l'on ne parvenait pas à extraire le césium 133, l'irradiation
neutronique conduirait à renforcer la teneur en césium 135,
compromettant le rendement global de l'opération.
La séparation des différents isotopes du césium constitue
donc un objectif théorique essentiel. Mais elle sera très
difficile. Les molécules utilisées pour l'extraction
différencient les composés en fonction de leur cortège
électronique qui sont identiques pour les isotopes d'un même
élément.
C'est pourquoi on étudie également l'immobilisation du
césium dans des réseaux cristallins. Les verres pourraient
convenir. Les matrices du type de celles présentées dans le
précédent chapitre pour l'immobilisation du plutonium :
phosphates de calcium - apatites -, titanates ou zircons pourraient
également servir. Leur durabilité se compte sur plusieurs
millions d'années comme l'a montré l'analyse des roches
présentes dans le réacteur naturel formé dans les roches
à Oklo au Gabon.
Une connaissance de plus en plus fine des combustibles irradiés
L'avancement des études sur la séparation des
produits
de fission s'accompagne d'une prise en compte de plus en plus fine de la
réalité. Ce sont à la fois les techniques d'analyse et les
modèles chimiques qui progressent et permettent de traiter le cas de
produits de fission ou d'activation à vie longue présents en
solution à des concentrations de plus en plus faibles.
Le tableau suivant présente cette définition de plus en plus fine
de la connaissance que l'on a du combustible irradié.
Ainsi des radioéléments comme le carbone 14 ou le chlore 36
provenant de la fission sont désormais étudiés. De
même, les produits d'activation des gaines et des embouts comme le
manganèse 53, le nickel 59 ou 63 sont eux aussi compris dans les
études.
|
radionucléide |
provenance |
période |
radioactivité spontanée |
inventaire |
|
|
|
combustible |
structures |
(années) |
|
(g/tMLi 58( * ) ) |
|
Carbone 14 |
98 % |
2 % |
5 730 |
|
0,16 |
|
Calcium 41 |
100 % |
0 |
80 000 |
|
0,36 |
|
Chlore 36 |
91 % |
9 % |
300 000 |
mous |
2,4 |
|
Césium 135 |
100 % |
0 |
2 300 000 |
|
480 |
|
Iode 129 |
100 % |
0 |
15 000 000 |
|
230 |
|
Manganèse 53 |
10 % |
90 % |
1 000 000 |
|
4. 10 -7 |
|
Molybdène 93 |
59 % |
41 % |
3 500 |
|
0,1 |
|
Niobium 94 |
5 % |
95 % |
20 000 |
|
1,9 |
|
Nickel 59 |
4 % |
96 % |
75 000 |
|
50 |
|
Nickel 63 |
5 % |
95 % |
100 |
|
9,5 |
|
Palladium 107 |
100 % |
0 |
6 500 000 |
|
320 |
|
Sélénium 79 |
100 % |
0 % |
65 000 |
|
6,2 |
|
Samarium 121 |
100 % |
0 |
90 |
|
18 |
|
Etain 121m |
95 % |
5 % |
60 |
durs |
0,5 |
|
Etain 126 |
100 % |
0 |
100 000 |
|
30 |
|
Technétium 99 |
100 % |
0 |
210 000 |
|
1 100 |
|
Zirconium 93 |
94 % |
6 % |
1500000 |
durs |
1 000 |
Les recherches correspondantes sont à la frontière de la recherche et du développement de procédés. Il est normal que des paramètres de coût ne soient pas introduits dans la décision de poursuivre dans cette voie. Mais, en cas de pénurie de ressources budgétaires, des arbitrages pourraient être inévitables, vu l'extrême dilution de certains éléments.