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Fabrication des combustibles au plutonium pour les REP et REBArticle de référence | Réf : BN3640 v1
Auteur(s) : Mayeul PHÉLIP, Michel MASSON, Christophe PERRAIS, Michel PELLETIER
Date de publication : 10 juil. 2007
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4.1 Enjeux et options de retraitement
Le cycle du combustible le plus envisagé pour la filière HTR consiste en une irradiation en un seul passage en réacteur, suivi par le stockage direct des combustibles usés (cycle ouvert). Néanmoins, d’une part, le volume important de graphite en présence (tableau 2) et, d’autre part, le respect des principaux critères définis par le forum international « Génération IV », en particulier celui du développement durable, conduisent naturellement à proposer , comme alternative au stockage direct, un recyclage U-Pu ou groupé de l’ensemble des actinides contenus dans le combustible usé, associé à une gestion séparée du graphite et des produits de fission.
Ainsi, trois modes de gestion des déchets de la filière HTR sont possibles (figure 7) :
voie A : stockage direct en l’état de l’ensemble des déchets de structure et des combustibles ; cette option ne suppose aucun traitement ni recyclage de matière, mais elle est très pénalisante en terme de volume de déchets à stocker ;
voie B : défabrication des éléments combustibles, séparation des particules et du graphite des compacts, stockage des particules précédé éventuellement d’un conditionnement de celles-ci ; décontamination, conditionnement ou recyclage du graphite ;
voie C : analogue à la stratégie B, complétée par le retraitement des particules dans l’optique du recyclage intégral des actinides et conditionnement des produits de fission et du carbone.
La connaissance du comportement du combustible usé HTR en stockage direct de très longue durée nécessite d’identifier et de quantifier :
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GÉNIE NUCLÉAIRE
(1) - NICKEL (H.), NABIELEK (H.), POTT (C.), MEHNER (A.W.) - Long time experience with the development of HTR fuel elements in Germany - . Nuclear Engineering and Design, 217, 141-151 (2002).
(2) - SAWA (K.), TOBITA (T.), MOGI (H.), SHIOZAWA (S.), YOSHIMUTA (S.), SUZUKI (S.), DEUSHI (K.) - Fabrication of the First Loading Fuel of the High Temperature Engineering Test Reactor - – Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 36, no 8, 683-690 (1999).
(3) - WU (Z.), LIN (D.), ZHONG (D.) - The design features of the HTR-10 - – Nuclear Engineering and Design, 218, 25-32 (2002).
(4) - TANG (C.), TANG (Y.), ZHU (J.), ZOU (Y.), LI (J.), NI (X.) - Design and manufacture of the fuel element for the 10 MW high temperature gas-cooled reactor - . Nuclear Engineering and Design, 218, 91-102 (2002).
(5) - KOSTER (A.), MATZNER (H.D.), NICHOLSI (D.R.) - PBMR design for the future - . Nuclear Engineering and Design, 222, 231-245 (2003).
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