Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
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.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Bruno SICARD : Conseiller scientifique du Commissariat à l’énergie atomique(CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Saclay
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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.
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Traitement du MOX
En anglais
5. Fabrication du combustible MOX
L’expérience accumulée depuis les années 1960 lors des fabrications de combustibles pour les réacteurs à neutrons rapides ou a permis la montée en puissance des fabrications MOX pour les réacteurs à eau pressurisée. Le procédé COCA (CObroyage CAdarache) directement issu de cette expérience a été implanté dans la ligne de fabrication du CFCa de COGEMA à Cadarache. Il a fourni les premiers crayons MOX français avant d’être remplacé en 1996 par le procédé MIMAS (MIcronisation MASter blend ) également utilisé par COGEMA à l’usine MELOX et par BELGONUCLEAIRE à Dessel. Ce dernier procédé présente en particulier l’avantage d’être plus souple et plus adaptable aux différentes poudres d’oxydes nucléaires fournies au fabricant par ses clients ou .
La construction de MELOX a débuté en 1990 et son démarrage effectif s’est opéré en 1995. Depuis, sa production a progressé de manière constante et régulière avec l’atteinte de sa capacité nominale actuelle de 100 tonnes de métal lourd très rapidement.
Tout en gardant l’excellente qualité des fabrications réalisées dans les usines existantes, le fabricant français COGEMA est incité à...
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Fabrication du combustible 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...
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