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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Lire l’articleABSTRACT
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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Présentation
Conclusion
En anglais
2. Questions génériques liées au cycle du combustible nucléaire
2.1 Transport des matières radioactives
L’industrie du cycle du combustible nucléaire engendre de multiples transports de matières radioactives tant à l’intérieur des frontières des pays concernés qu’entre différents pays. Ces matières sont sous des formes très variées. Ce sont principalement : les concentrés d’uranium provenant des mines (yellow cake), les fluorures d’uranium (UF6 ou UF4), les oxydes d’uranium (UO2, U3O8), naturels, appauvris ou enrichis, le nitrate d’uranyle (URT, § 1.5.1), les assemblages combustibles UO2 neufs ou usés, les assemblages Mox neufs ou usés, le plutonium, les déchets de haute activité à vie longue (verres ou déchets compactés, § 1.4.2), et enfin les déchets issus des procédés et de l’exploitation des installations du cycle du combustible. Ces transports sont essentiellement réalisés par voie terrestre, soit par route, qui représente 90 % des transports en France ou par chemin de fer. Mais ils le sont aussi par voie maritime, parfois par des navires spécialement conçus pour ces transports, lorsqu’ils concernent des transports internationaux, voire par voie aérienne mais de façon exceptionnelle (en fait, cela concerne surtout le transport de radio-isotopes pour les...
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Questions génériques liées au cycle du combustible nucléaire
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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