Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Le combustible nucléaire, une fois irradié en réacteur, devient un combustible usé dont il faut s’occuper. Cet article décrit les deux solutions existantes pour leur traitement : l’entreposage de longue durée suivi du stockage définitif et le retraitement destiné à récupérer puis recycler les matières valorisables contenues dans les combustibles usés. Cet article détaille les aspects techniques, en décrivant les procédés et les outils industriels utilisés, ainsi que les marchés de chaque secteur d’activité. Dans une seconde partie, les aspects génériques du cycle du combustible sont traités en abordant les transports, les déchets d’exploitation des usines, l’économie, la sûreté, le démantèlement des installations, et enfin quelques aspects géopolitiques liés au développement du cycle du combustible.
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Once nuclear fuel has been irradiated in a reactor, it becomes a spent fuel (SF), which needs to be processed. This article describes the two solutions implemented today in the world to deal with SF: long-term storage followed by final disposal, and the reprocessing of SF intended to recover and recycle reusable materials contained in it. In this article we look not only at the technical aspects, in particular describing the processes involved and industrial tools used, but also at the market of each activity sector. In the second part, we examine generic aspects of the fuel cycle, successively addressing transport, operating waste, economy, safety, dismantling of facilities, and lastly some geopolitical aspects related to the development of the fuel cycle.
Auteur(s)
-
Dominique GRENECHE : Docteur ès science - Consultant et expert international Nuclear Consulting
INTRODUCTION
Une introduction générale sur le cycle du combustible (amont et aval) est présentée dans l’article séparé consacré à l’amont du cycle du combustible. Ce premier article traite de l’ensemble des opérations du cycle du combustible allant de la prospection et de l’extraction de l’uranium jusqu’à la fabrication du combustible nucléaire prêt à être chargé en réacteur. Le présent article traite de l’ensemble des opérations qui concerne le combustible nucléaire usé, c'est-à-dire du combustible nucléaire une fois qu’il a été déchargé définitivement du réacteur après avoir produit de l’énergie dans ce réacteur. L’article aborde en outre un certain nombre de questions génériques liées à l’ensemble du cycle du combustible : transport des matières nucléaires et radioactives, déchets générés par l’exploitation des installations du cycle du combustible, sûreté de ces installations, démantèlement de ces installations, aspect géopolitiques.
Pour ce qui concerne l’introduction du présent article, nous renvoyons donc le lecteur à l’introduction générique présentée dans le premier article sur l’amont du cycle du combustible [BN 3 560].
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MOTS-CLÉS
Uranium combustible nucléaire traitement des déchets radioactifs entreposage du combustible irradié
KEYWORDS
Uranium | nuclear fuel | radioactive waste processing | spent fuel storage
DOI (Digital Object Identifier)
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Questions génériques liées au cycle du combustible nucléaire
En anglais
1. Aval du cycle du combustible
1.1 Composition d’un combustible usé (cas des réacteurs à eau)
Une fois chargé en réacteur, le combustible va accomplir ce pour quoi il a été fabriqué : produire de l’énergie via les fissions. Ce processus va s’achever lorsque le combustible atteint la limite fixée en termes de taux de combustion (quantité maximale d’énergie que peut délivrer le combustible par unité de masse) et de réactivité (le coefficient de multiplication des neutrons dans le combustible ne peut pas descendre en dessous d’une valeur minimale acceptable sur le plan du bilan neutronique global du cœur du réacteur). On dit alors que le combustible est « épuisé » ou encore « usé ». Il faut donc le décharger du réacteur pour le remplacer par un combustible neuf.
Au cours de cette irradiation en réacteur, une partie des noyaux lourds contenus initialement dans le combustible à uranium (235U, 238U) disparaît par absorption de neutrons tandis que d’autres noyaux lourds sont formés via diverses réactions nucléaires (apparition d’isotopes du plutonium par exemple via les captures de neutrons sur l’238U). Certains des nouveaux noyaux ainsi formés en réacteur disparaissent eux-mêmes in situ. Il faut ajouter à cela l’accumulation des produits issus des fissions.
Pour illustrer ces évolutions, on présente dans le tableau 1 le bilan des matières nucléaires pour un assemblage moyen d’un réacteur à eau pressurisée (REP) d’une puissance de 1 300 MWe (3 800 MWth), ayant un enrichissement initial de 4 % en 235U et irradié à 46,8 GWj/t (rechargement par tiers de cœur, longueur de cycle de 18 mois).
Les valeurs présentées dans le tableau 1 appellent les commentaires suivants :
-
seulement 6,5 % de l’uranium chargé est consommé en réacteur, et le combustible usé est donc composé de près de 94 % d’uranium ;
-
cet uranium contient encore une proportion non négligeable d’235U fissile (0,8 %), le reste étant de l’238U fertile, c’est-à-dire susceptible de produire du plutonium par capture de neutrons dans un réacteur ;
-
il reste environ 1,2 % de plutonium dans le combustible...
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Aval du cycle du combustible
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - DOE - Contaminants of the Bismuth Phosphate process as signifiers of the nuclear reprocessing history. - US-DOE, Rapport PNNL 21057 (2010).
-
(2) - Amercian Nuclear Society - The EBR-II fuel cycle story. - Livre édité par l’American Nuclear Society (1987).
-
(3) - PHILLIPS (C.), MILLIKEN (A.) - Reprocessing as a waste management and fuel recycling option. Experience at Sellafield in the UK. - WM00 conference in Tucson (2000).
-
(4) - WOLFF (J.-M.) - Histoire de la société Eurochemic 1956-1990. - Thèse, rapport OCDE (1996).
-
(5) - KAERI - The status and prospects of the DUPIC technology. - Nuclear Engineering and Technology, vol. 38, n° 4, juin 2006.
-
(6) - CEA - Les cycles du futur – Procédés pyrométallurgiques. - ...
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