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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Caractéristiques neutroniques du Pu
En anglais
1. L’utilisation du Pu dans le monde
Le cumul du plutonium « civil » produit aujourd’hui à l’échelle mondiale est d’environ 1 000 t dont 200 t ont été séparées au cours du traitement de combustibles irradiés.
Près de 1 500 t de combustible MOX (mélange oxyde UO2-PuO2) pour utilisation dans les réacteurs à eau légère (REL) ont ainsi été fabriquées et près de 100 t de Pu recyclées en réacteurs à neutrons rapides (RNR) et à eau légère.
Le bilan des quantités de plutonium recyclé en Europe et au Japon est présenté dans le tableau 1.
Les principaux pays ayant mis en œuvre à l’échelle industrielle l’utilisation du MOX dans les réacteurs à eau légère (REL) sont :
-
la Belgique avec 2 réacteurs à eau sous pression (REP) ;
-
la Suisse avec 3 REP ;
-
l’Allemagne avec 10 réacteurs : 8 REP, 2 réacteurs à eau bouillante (REB) ;
-
et la France avec actuellement 20 REP.
En fonctionnement en neutrons rapides, les combustibles nucléaires et spécialement le plutonium offrent une meilleure économie neutronique et permettent la surgénération . Dès 1945, deux projets de réacteurs rapides furent développés aux États-Unis pour démontrer expérimentalement le bien fondé de ces hypothèses : le réacteur Clémentine, à Los Alamos, alimenté en plutonium et refroidi au mercure divergea en 1946. Le réacteur EBR-1, étudié à Chicago avec un combustible en uranium enrichi et un réfrigérant constitué d’un alliage sodium-potassium a démarré en 1951. En URSS, les réacteurs BR-1 et BR-2 furent construits à...
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L’utilisation du Pu dans le monde
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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