Bibliographie & annexes
Présentation
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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Présentation
Aval du cycle du combustible3. Conclusion
Au travers de cette présentation, il apparaît que la problématique de « l’aval du cycle du combustible » est un mélange complexe d’éléments hérités de l’histoire des pays mais aussi d’autres facteurs tels que les développements technologiques et industriels différents (et parfois sophistiqués). Il faut joindre à ces éléments des considérations économiques évolutives et souvent difficiles à quantifier de façon précise mais aussi des préoccupations sociales ou environnementales qui peuvent être fortes. Enfin, il faut ajouter à cet ensemble de facteurs des contraintes géopolitiques liées à la question du plutonium contenu dans les combustibles usés (CU) et des contraintes spécifiquement nationales liées à la gestion des déchets radioactifs. À cet égard, les deux grandes options qui peuvent être choisies pour le devenir des combustibles usés apportent des solutions radicalement différentes.
Dans le cas de l’entreposage provisoire des combustibles usés suivi de leur stockage définitif direct, le plutonium est considéré comme un déchet radioactif ultime et les exploitants, dans l’attente de ce stockage définitif, sont confrontés à l’accumulation des combustibles usés pour lesquels il faut régulièrement augmenter les capacités d’entreposage. Par ailleurs, les combustibles usés ne sont pas des objets conçus et qualifiés pour confiner la radioactivité sur une échelle de temps pour laquelle il faut garantir un isolement suffisant des produits radioactifs en formation géologique profonde. Il faut donc les enfermer de façon parfaitement étanche dans des conteneurs spéciaux dont il faut démontrer les capacités d’isolation des produits radioactifs sur de très longues périodes (dizaines de milliers d’années).
Le traitement des combustibles usés permet au contraire d’extraire les matières nucléaires valorisables qui constituent 95 % de la masse des matières contenues dans les combustibles usés et de les recycler dans les réacteurs nucléaires pour produire de l’énergie. Seuls les déchets radioactifs ultimes sont alors conditionnés dans des matrices vitreuses formant des colis conçus et qualifiés spécialement pour confiner durablement les produits radioactifs en formation géologique profonde.
Cet article fournit l’essentiel des éléments qui doivent être pris en compte pour orienter...
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Conclusion
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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