PLUTONIUM

Plutonium 239

Le plutonium 239 se forme dans les réacteurs nucléaires alimentés à l' uranium. La capture radiative d'un neutron par l'uranium 238 conduit à un isotope de masse supérieure, l'uranium 239. Celui-ci, instable, se transmute par émission β^— en neptunium 239 avec une demi-vie de 23,45 minutes. Ce dernier isotope est également émetteur β^— (sa demi-vie est de 2,356 j) ; il donne naissance au plutonium 239, émetteur α d'une demi-vie de 24 110 ans.

Au cours du fonctionnement du réacteur, il s'opère donc une transmutation de ²³⁸U en ²³⁹Pu qui s'accumule dans le combustible. Du fait de ses caractéristiques nucléaires, une partie du plutonium 239 subit la fission par les neutrons et une autre partie donne naissance par capture neutronique aux isotopes supérieurs 240, 241 et 242 selon les réactions nucléaires suivantes :

La proportion relative des isotopes du plutonium dans le combustible varie avec l'enrichissement de l'uranium, les conditions d'irradiation (en particulier, l'énergie des neutrons) et le taux d'irradiation.

Ainsi, dans le combustible d'un réacteur à eau pressurisée caractérisé par un enrichissement initial de l'uranium de 3,5 p. 100 et un taux d'irradiation de 33 000 MW.j.t^—1, la masse de plutonium est voisine de 1 p. 100 de celle de l'uranium. La composition isotopique de ce plutonium indique la présence de 50 à 60 p. 100 d'isotope 239 et de quantités décroissantes des isotopes suivants jusqu'au plutonium 242. On peut noter également une contribution de 1 à 2 p. 100 de l'isotope 238 formé par réaction nucléaire sur le ²³⁷Np produit pendant l'irradiation.

Dans ce même type de combustible, la masse des produits de fission est voisine de 3,5 p. 100 de la masse d'uranium. Ceux-ci émettent un flux de rayonnements β^— et γ très important. En raison de cette activité considérable, les opérations de traitement du combustible irradié en vue de l' extraction et de la purification du plutonium exigent une conception des installations qui permette d'assurer une protection efficace du personnel contre les risques d'irradiation et de contamination. Des murs de protection absorbent les rayonnements pénétrants (γ et neutrons) et les opérations sont effectuées dans des enceintes étanches.

Le procédé de purification du plutonium est extrêmement efficace puisque l'activité βγ du produit purifié doit être inférieure au millionième de ce qu'elle est initialement. Cette opération – le retraitement – met en jeu les opérations majeures suivantes :

– démantèlement mécanique de l'assemblage combustible irradié ;

– dissolution dans l'acide nitrique ;

– extraction dans un solvant sélectif immiscible à l'eau, le phosphate de tributyle, des nitrates de plutonium et d'uranyle en milieu acide ;

– réextraction sélective du plutonium dans une phase aqueuse réductrice (uranium tétravalent, hydroxylamine, etc.) ;

– réextraction à l'eau de l'uranium.

Ces cycles d'extraction liquide-liquide sont effectués en général deux autres fois pour atteindre la pureté désirée. Ce procédé universellement utilisé dans les usines de production est appelé procédé Purex.

Le nitrate de plutonium en solution est ensuite précipité par ajout d'acide oxalique. Après filtration et séchage, l'oxalate de plutonium est calciné à 500 ⁰C, fournissant de l'oxyde de PuO₂, forme sous laquelle le plutonium est utilisé comme combustible des réacteurs nucléaires à neutrons rapides.

L'obtention de métal nécessite la transformation de l'oxyde en tétrafluorure par action de l'acide fluorhydrique gazeux à 600 ⁰C. PuF₄ est réduit par du calcium métallique dans un creuset en fluorine. La calciothermie conduit au métal qui, fondu au cours de la réaction, se sépare des scories.

Plutonium 238

Le plutonium 238 est obtenu par irradiation dans les réacteurs nucléaires, de cibles constituées de neptunium 237, sous-produit du fonctionnement des réacteurs à l'uranium. Par capture d'un neutron, le ²³⁷Np conduit à l'isotope ²³⁸Np, émetteur β^— de demi-vie courte (2,117 j) se transmutant en ²³⁸Pu.

Après irradiation, les cibles à base d'alliage Np-Al ou d'oxyde NpO₂ subissent un traitement chimique qui permet la récupération du neptunium 237 non transmuté (de 80 à 90 p. 100) et celle du plutonium 238 formé. Ce traitement comporte une dissolution en milieu nitrique suivie d'une étape de séparation du neptunium et du plutonium des produits de fission et des matériaux constitutifs de la gaine. Cette séparation des éléments transuraniens s'opère soit sur des résines échangeuses d'anions où sont fixés le neptunium et le plutonium, soit par extraction liquide-liquide, le solvant étant constitué d'amines tertiaires.

Ces deux modes de séparation permettent également de séparer le plutonium du neptunium dans certaines conditions d'oxydoréduction. Les séparations et les opérations ultérieures effectuées pour obtenir soit l'oxyde PuO₂, soit le métal exigent une étanchéité parfaite des installations, étant donné les risques de contamination accrus : l'activité spécifique du ²³⁸Pu (16 curies par gramme) est environ 300 fois plus élevée que celle du ²³⁹Pu.