Bibliographie & annexes
Présentation
English
RÉSUMÉ
Le combustible irradié en sortie des réacteurs nucléaires contient une grande quantité de plutonium. Cet article décrit les caractéristiques et les usages possibles de ce plutonium, notamment sous forme de MOX. Il tente d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium. Une comparaison des performances des différents procédés vient conclure cette présentation.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleAuteur(s)
-
Bruno SICARD : Conseiller scientifique du Commissariat à l’énergie atomique(CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Saclay
-
Alain ZAETTA : Chef du service de physique des réacteurs et du cycle au Commissariat à l’énergie atomique (CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Cadarache
INTRODUCTION
Au niveau mondial le combustible irradié déchargé annuellement des réacteurs nucléaires contient environ 70 tonnes de plutonium, soit l’équivalent de près de 150 Mtep (millions de tonnes équivalent pétrole), ce qui est supérieur à la production annuelle de pétrole du Koweit. Entre 1960 et 1970, les recherches sur le recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides sont stimulées par la crainte de voir les réserves en uranium s’amoindrir voire s’épuiser. Au début des années 1980, l’intérêt pour cette technologie est relancé, mais seul le monorecyclage du plutonium dans les réacteurs à eau légère est mis en œuvre. Au début des années 1990, deux événements sont venus modifier ce contexte avec, d’une part, l’opposition d’une partie de l’opinion publique à l’enfouissement des déchets nucléaires de haute activité et à vie longue ce qui à conduit en France à la loi de décembre 1991 définissant trois axes de recherche pour la gestion des déchets, d’autre part, la conséquence des accords de désarmement conclu entre la Russie et les États-Unis.
Les développements abordés dans cet article tenteront d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium.
L'expertise technique et scientifique de référence
DOI (Digital Object Identifier)
CET ARTICLE SE TROUVE ÉGALEMENT DANS :
Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Cycle du combustible nucléaire : combustibles usés et déchets radioactifs > Gestion du plutonium civil > Traitement du MOX
Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Cycle du combustible nucléaire : de la mine à la fabrication du combustible > Gestion du plutonium civil > Traitement du MOX
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
Améliorations possibles pour faciliter l’utilisation du Pu dans les REL
English
6. Traitement du MOX
Les principales étapes du traitement du combustible MOX irradié tel que réalisable dans l’usine de La Hague sont les mêmes que celles du traitement du combustible UO2 . Après déchargement du réacteur et refroidissement, le combustible une fois arrivé à l’usine de traitement est cisaillé puis dissous dans l’acide nitrique. Après dissolution, on procède à la séparation entre uranium, plutonium, actinides mineurs et produits de fissions. Ces deux dernières catégories constituent les déchets : ils prennent aujourd’hui la voie de la vitrification. L’uranium et le plutonium, que l’on souhaite réutiliser, font quant à eux l’objet d’une étape de purification suivie de la transformation qui leur permet de rentrer à nouveau dans la fabrication du combustible.
6.1 Traitement proche de celui de l’oxyde d’uranium
Le MOX se prête-t-il aussi facilement que l’oxyde d’uranium (UO2) à un traitement ? À l’origine, l’inquiétude des chimistes était de se heurter à une mauvaise solubilité des combustibles irradiés. Grâce aux travaux menés au CEA et à des campagnes de retraitement en usine, il a été démontré que l’oxyde mixte de plutonium et d’uranium était normalement soluble dans les conditions de chimie et de température utilisées lors du traitement des combustibles classiques irradiés. Des études ont montré que l’irradiation a pour effet d’améliorer la solubilité du mélange. D’ores et déjà, des résultats entièrement satisfaisants ont été obtenus expérimentalement. Il a été démontré que seuls les combustibles ayant des défauts de fabrication présentaient des difficultés de dissolution. Une attention particulière a donc été portée sur le procédé de fabrication afin de réduire à minima ce risque de faible solubilité.
Concernant les rejets liés au traitement du MOX, il convient de souligner que ceux-ci ne diffèrent pas de ceux produits, dans les limites autorisées par la réglementation en vigueur, dans le cadre du traitement du combustible standard. En d’autres termes, les rejets obtenus sont liés au processus de traitement et non au type de combustible retraité.
HAUT DE PAGE...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Traitement du MOX
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Livret CEA - Les centrales nucléaires dans le monde. - Édition 2000, CEA Direction de la stratégie et de l’évaluation 91191 Gif-sur-Yvette cedex, ISSN – 1280 – 9039.
-
(2) - BUSSAC (J.), REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Hermann ISBN 2 7056 6011 9.
-
(3) - Accelerator-driven systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in advanced nuclear fuel cycles – A comparative study. - OCDE/AEN. La Seine Saint Germain, Issy-les-Moulineaux, 350 p. (2002).
-
(4) - Ouvrage collectif - Les déchets nucléaires. - Les éditions de physique, SFP – ISBN 286883-301-2 (1997).
-
(5) - HESKETH (K.), DELPECH (M.), SARTORI (E.) - The physics of plutonium fuels. - A review of organisation for Economic cooperation and development/Nuclear energy agency activites Nuclear Technology, volume 131, sept. 2000.
-
(6) - ANIEL...
L'expertise technique et scientifique de référence
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(170 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
