Gestion des déchets des graphites et C/C
Graphites et composites C/C pour réacteurs nucléaires de 4e génération

La gestion des déchets des graphites a fait l’objet d’études depuis de nombreuses années. Les masses de graphite en jeux étant très importantes (de l’ordre de 700 tonnes au démarrage d’un réacteur HTR à blocs prismatiques, soit un cumul d’environ 6 000 tonnes de graphite à la fin de la vie du réacteur en comptant les éléments remplacés), il est important de minimiser le plus possible la teneur des graphites en impuretés pouvant s’activer sous flux neutronique. Cela permet de limiter l’inventaire radiologique du graphite et de gérer plus facilement les étapes de démantèlement des réacteurs et d’entreposage, puis stockage des déchets.

Les principaux radionucléides identifiés dans le graphite irradié sont le ⁶⁰Co, le ¹⁴C, le ³H, le ⁶³Ni, et le ³⁶Cl. Pour ce qui concerne la gestion immédiate des déchets lors du remplacement des blocs de graphite au cours de l’exploitation du réacteur, c’est l’inventaire en ⁶⁰Co qui est le plus pénalisant (fort émetteur γ). Même en faible quantité, le ³⁶Cl est le plus pénalisant du point de vue du stockage du graphite irradié du fait, d’une part, de sa très longue période radioactive (300 000 ans) et d’autre part, de sa faible rétention dans les milieux géologiques . La pureté des graphites envisageables pour la réalisation de réacteurs de 4^e génération apparaît donc comme un critère particulièrement important. Les producteurs de graphite ont d’ailleurs déjà fait de gros efforts en ce sens puisque le taux de cendres (taux total d’impuretés) des graphites actuels est environ 17 fois inférieur à celui des nuances utilisées pour la filière UNGG Française.

À ce jour, deux pistes sont envisagées pour la gestion des déchets graphite après refroidissement : stockage en site géologique profond (projet Cigéo) avec les déchets...