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«Le cycle du combustible nucléaire»

Etienne VERNAZDirecteur de Recherches

CEA-VALRHO ( Marcoule )

Direction de l'Énergie Nucléaire

Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 2

Sommaire

• Généralités sur le cycle du combustible

• La mine

• L’enrichissement

• La fabrication des assemblages combustibles

• Le combustible en réacteur

• Le traitement des combustibles usés

• Le recyclage des matières

• Le conditionnement des déchets

• L’entreposage et le stockage définitif des déchets


La spLa spéécificitcificitéé du nucldu nuclééaire : une aire : une éénergie concentrnergie concentrééee

• Combustible classique : – corps se combinant avec l’oxygène et produisant de la chaleur

par réaction chimique H ou C avec O – Énergie produite de l’ordre de :

H2 + ½ O2 ⃗ H2O 1,4 eV/atome HC + O2 ⃗ CO2 4 eV/atome C

Soit quelques eV / atome de H ou C

• Combustible nucléaire– matière qui, dans un réacteur, entretient la réaction en chaîne.

Pour nous, U,Pu,Th... donnant de la chaleur par “fission”– Énergie produite de l’ordre de :

200 MeV/atome lourd


POUR PRODUIRE 1 GWE, IL FAUTPOUR PRODUIRE 1 GWE, IL FAUT……soit environ 1,5 % de la consommation française (6,6 Mds kWh)

15 15 àà 45 p45 péétrolierstroliers

PPÉÉTROLETROLE ⇒⇒ 1 300 000 tonnes

6 semi6 semi--remorquesremorques

URANIUMURANIUM (REP) ⇒⇒ 150 t d150 t d’’U naturel U naturel (25 t U enrichi (25 t U enrichi àà 4 %)4 %)

CHARBON CHARBON ⇒⇒ 2 000 000 tonnes

600 trains600 trains

30 méthaniers

GAZ ⇒ 1,8 milliard de m3

Production de 1000 MWe pendant 1 an, en fonctionnant (disponibilité) 75 % du temps


Cycle Cycle ouvertouvert / Cycle / Cycle fermferméé

En fin d’usage, après retrait du combustible irradié hors du réacteur :

• il reste une matière durablement chaude et active• le combustible est peu “usée” en atomes lourds

( qqs % de leur masse initiale)Que faire du combustible usé ?

⇒ Le déclarer déchet global, et choisir le “cycle ouvert” ?Stockage direct des combustibles usés

⇒ Le traiter pour récupérer et recycler les noyaux lourds, et choisir le “cycle fermé” ?

Stockage des déchets ultimes.

NB - Pour les 2 options commencer par un refroidissement par décroissance radioactive et un confinement en entreposage.


• DEFINITION DU DECHET ULTIME« … qui n ’est plus susceptible d’être traité, dans les conditions techniques et économiques du moment, notamment par extraction de la part valorisable ou par réduction de son caractère polluant ou dangereux »

– Parallèle avec le principe « ALARA » (As Low As Reasonably Achievable) qui régit le nucléaire depuis très longtemps

Au vu de cette loi le combustible usén’est pas un déchet ultime !

Loi française du 13 juillet 1992


LL’’amontamont et et ll’’avalaval dudu cyclecycle

Une distinction forte est faite entre les combustibles, avant, et après, irradiation en réacteur. On parle alors d’amont du cycle et d’aval du cycle

♦ AMONT DU CYCLE Le produit final est le combustible neuf, à base d’uranium enrichi.

Matière naturelle peu active…

♦ Le Réacteur

♦ AVAL DU CYCLEL’objectif est la gestion des combustibles usés,

Matériaux très radioactifs…

8DEN/VRH Mini GA : Cycle du combustible

La mine


La géologie de l’uranium

• Caractéristiques de l’92U :– 3 isotopes naturels : 238 (99,28 %),

235 (0,718 %), 234 (0,0056 %)– Abondance

• Relativement répandu 2-3 g/t dans l’écorce terrestre(granites :10 à 30 g/t)

• 2-3 mg/t dans les eaux(milliards de t dans les océans, 50 t véhiculées par le Rhône par an)

• Minéraux uranifères– Plus de 200 connus– 2 grands groupes à U(IV) ou U(VI)

(milieux réducteurs ou oxydants)1. Minéraux “primaires” noirs

ex. pechblende ou uraninite, silicates, titanates…

2. Minéraux “secondaires” jaunes, orangés, vertsex. autunite, chalcolite, …

Cristaux 1 mm

La sklodowskiteMg(UO2)2Si2O7.6H2O

observé dans les fissures de la pechblende (noir) - Zaïre


L’exploitation minière

• Exploitations– Mines à ciel ouvert ou

souterraine selon la profondeur du minerai

– Traitement à proximitéde la mine

Mine d’uranium au Niger

Très grande variété de gisements exploitables(U à 0,2 % ….> 10 %)


Le traitement des minerais d’uranium

1. Tri par radiamétrie2. Concassage et broyage3. Attaque chimique (dissolution)

• acide sulfurique + chlorate (minerais acides)

• carbonate de soude ( minerais basiques)

4. Séparation liquide-solide• récupération U dissous• élimination résidu solide

5. Purification et concentration de la liqueur par voie chimique (sur résine échangeuse

d’ions ou par extraction par solvant)6. Précipitation par une base

obtention du « yellow cake »7. Opérations annexes

• traitement des résidus contenant le radium• lixiviation des minerais pauvres


Les ressources en uranium

• Les réserves– OCDE-AIEA 1997 :

2,7 millions de tonnes à< 80 $ / kg U

• Australie 24 %• Kazakhstan 17 %• Canada 13 %• Afrique du Sud 9 % …

• Ressources ultimesexploitables ( à < 130 $ / kg) estimées à environ 15 millions de t .

Uranium 2005 : Ressources, production et demande

• Consommation mondiale actuelle 68 000 t

Réserves statiques évaluées à environ 220 ans


LES RESSOURCES EN URANIUMLES RESSOURCES EN URANIUM

LA POSITION FRANCAISE

• La France n ’a plus qu ’un opérateur minier : le groupe AREVA

• Mais sa position est diversifiée dans les pays riches en uranium⇒ Exploitations et participations d’Areva :

Niger, Canada, Etats Unis, Australie, Asie Centrale⇒ Portefeuille des réserves acquises par Areva

225 000 tonnes U35 ans de production au niveau actuel

‘ Les mines françaises (plus de 2000 t / an dans le passé) sont économiquement épuisées, la dernière à Jouac (Limousin) a été fermée en 2001

Areva au 2 ième rang mondial avec 6000 t / an U(après Cameco )


L’enrichissement


Le besoin de conversion avant enrichissementLe besoin de conversion avant enrichissement

Aujourd’hui, c’est l’oxyde UO2 faiblement enrichi en isotope 235U (3 à 5%) qui constitue la matière première pour réaliser les combustibles des réacteurs à eau.

Dans les usines actuelles, l’enrichissement se fait à partir d’ UF6 gazeux.

La conversion chimique des concentrés vise donc essentiellement à transformer les uranates en hexafluorures.


La conversion : du concentré à l’UF6

• Cette conversion est réalisé par la société COMURHEX (filiale d’Areva)

Les concentrés arrivent par bateau en fûts de 200 L ou en conteneurs de 1 m3

• Les étapes du procédé voie humide :

– Dissolution par HNO3 : concentré → UO2(NO3)2 impur– Extraction par le TBP : nitrate impur → nitrate purifié– Dénitration chimique : nitrate purifié → UO3

– Réduction par NH3 et H2 : UO3 → UO2

– Hydrofluoration par HF : UO2 → UF4

– Fluoration par F2 : UF4 → UF6 pur– Cristallisation de l’hexafluorure (cristaux incolores)

Usine dePierrelatte

Usine deMalvési


UF6 cristalliséSolide incolore, gazeux à56°C et très réactif avec

l’eau

UF4 Solide vert peu soluble

Les fluorures d’uranium produits


Les usines COMURHEX (Groupe Areva)

Usine de Malvési(vers Narbonne)

Conversion du concentréen UF4

Usine de PierrelatteConversion UF4 en UF6


L’enrichissement en U 235

• Objectif : passer de 0,7 % à 3-5 % en U 235

• Les atomes d’ U 235 et d’ U 238 diffèrent très légèrement par– la masse atomique des noyaux– les interactions de leur cortège électronique avec le milieu

chimique ou les rayonnements électromagnétiques.

• Possibilités de séparation isotopique– Différence de masse

• diffusion gazeuse à travers une barrière : EURODIF• ultracentrifugation gazeuse : UCG

– Différence d’absorption d’énergie électromagnétique• ionisation sélective atomique : SILVA

Classement par efficacité croissante mais difficulté croissante


L’UTS ou « Unité de Travail de Séparation ».

Le « travail » global lié à la fourniture d’uranium enrichi sera d’autant plus élevé que :

1° le niveau d’enrichissement spécifié sera grand,2° le degré d’appauvrissement (ou d’épuisement) choisi sera plus important,3° l’alimentation sera moins riche en U 235 (cas de lots d’uranium recyclé).

Ces trois facteurs sont en effet fondamentaux pour calibrer le « travail » fourni. Ils ont étéreliés par une formule qui sert à définir ce qu’on appelle le travail de séparation.

Cette unité est utilisée dans tout contrat d’enrichissement et pour tout type de procédé, bien que le travail ait été formalisé pour la diffusion gazeuse.

Typiquement on a pour l’enrichissement de l’uranium civil :

1 Kg d’Uenr (Np= 3.5%)

8 Kg d’Unat(Nf= 0.71%)

7 Kg d’Uapp (Nw= 0.25%)

5 UTS


Teneur de rejet optimale de la diffusion gazeuse

CF coût de l ’U naturel Euros/kg C∆ coût de l ’UTS Euros/UTS

La teneur Nw d’U 235 laissé dans l’U appauvri est optimisée en fonction du prix de l’uranium naturel.


La diffusion gazeuse

Modules EURODIF

Usine EURODIF Pierrelatte


L’ultra-centrifugation

Schéma de principed’une centrifugeuse

Centrifugeuses URENCO


La fabrication du combustible nucléaire


Les Composantes du combustible REP

– La matière active, la céramique sous forme de pastilles

– L’élément de base, le crayon avec sa gaine

– La structure ou assemblage, et les crayons absorbants de commande

Combustible REPet grappe

de commande


La fabrication de la céramique nucléaire

• Composé UO2 compatible avec l’eau et réfractaire (plus de 2000 °C)

• Procédé en 7 opérations1. Conversion « voie sèche » : UF6 + 2 H2O + H2 UO2 + 6 HF

2. Ajustage de densité à environ 95% de la densité théoriqueUO2 mélangé à U3O8 + corps organique « porogène »

3. Précompactage, concassage et granulation : facilite le pastillage+ lubrifiant (0,3% de stéarate de Zn) >>> coulabilité de la poudre

4. Pastillage : pressage à haute pression dans des moules aux dimensions légèrement supérieures

5. Frittage : fabrication de la céramique, dans un four continu, à 1700°C, sous atmosphère réductrice avec H2

6. Rectification : mise à la cote finale du diamètre (8,19 mm), pour respecter le jeu pastilles/gaine

7. Contrôles : pour chaque pastille (ex. aspect)


LA PASTILLE UOLA PASTILLE UO22 REP REP

• Diamètre : 8,19 mm• Hauteur : 13,5 mm• Densité UO2 théorique :10,96 g/cm3

• Porosité : 5 à 6 %• 265 pastilles par crayon 900 Mwe• 11 millions de pastilles par cœur 900 Mwe

• L’évidement hémisphérique est destiné à compenser l’excès de dilatation du centre

• Le chanfrein facilite l’introduction dans la gaine

• La rectification de diamètre permet l’ajustage du jeu pastille-gaine

Chanfrein Evidement

Rectification


FBFC Four de frittage des pastilles

Les pastilles d’UO2


LA FABRICATION DE LA GAINELA FABRICATION DE LA GAINE

L ’économie des neutrons et la résistance à la corrosion ont imposé un alliage de zirconium

Zircaloy 4 zirconium + [étain + oxygène] → résistance mécanique + [fer + chrome] → résistance corrosion

Zircaloy 4 en phase α détendu

La gaine : diamètre externe 9,5 mm / épaisseur 0,57 mm

Contrôles unitaires des dimensions et défauts (ultrasons)

Framatome propose l ’alliage avancé de zirconium M5TM à 1% de niobium pour taux de combustion élevé > 55 GWj/t


LA FABRICATION DES CRAYONS ET DE LLA FABRICATION DES CRAYONS ET DE L ’’ASSEMBLAGEASSEMBLAGE

♦ CRAYON• Introduction des pastilles dans la gaine• Un ressort d ’extrémité pour le maintien des pastilles • Fermeture de la gaine par bouchons soudés• Remplissage à l ’hélium à 25-30 bars• Contrôle automatique des soudures de bouchons ( X et caméra vidéo)

♦ ASSEMBLAGE1. Fabrication des pièces de squelette :

- tubes guides en Zircaloy 4 recristallisé- grilles en zircaloy 4 détendu- embouts en inox et inconel

2. Montage en atelier propre, sans protection spécifique :• constitution du squelette avec embout inférieur, tubes guides et grilles• montage des crayons par équipement de traction• fixation de l ’embout supérieur

>>> les embouts sont démontables


FBFC Romans Fabrication des crayons


Crayons prêts à assembler


FBFC Romans - montage des assemblages


AssemblageFRAMATOME

Dimensionnépourdes taux de combustionélevés

Avec rétention des Débris

Tubes guides MonoblocTM

Grilles en Zircaloy 4

Nouveaux embouts

Gainage avancéM5TM

Corrosion réduiteHydruration faibleGrandissement réduitFluage thermique réduit


CARACTERISTIQUES DES ASSEMBLAGES FRAMATOMECARACTERISTIQUES DES ASSEMBLAGES FRAMATOME900 ET 1300 900 ET 1300 MWeMWe

REACTEUR 900 1300

Nombre d ’assemblages 17x17 157 193Nombre de crayons par assemblage 264 264Gaine - diamètre mm 9,5 9,5

- épaisseur mm 0,57 0,57Longueur assemblage mm 4058 4796Nombre de grilles 8 10Section de l ’assemblage mm x mm 214 x 214 214 x 214 Masse de l ’assemblage / dont U kg 670 / 460 765 / 538Nombre de tubes guides 24 24


Évolution du combustible en réacteur


CONDITIONS DCONDITIONS D ’’USAGE DU COMBUSTIBLEUSAGE DU COMBUSTIBLE

♦ CONDITIONS D ’USAGE

Régime normal du cœur REP :- pression du caloporteur 155 bars- température du caloporteur 285/325 °C- cycles d ’exploitation 12 à 18 mois- temps de séjour (avec réarrangement) 3 à 4 cycles- puissance linéique moyenne crayon 175 W/cm- température maximale de gaine 350 °C- température centrale crayon 1000 °C

… au point chaud 1850 °C

Conditions spéciales :

1. Variations de puissance, dans des limites de conduite2. Incidents et accidents occasionnels (défaut de refroidissement,

réactivité)….à supporter ou à « encaisser » avec un taux de rupture acceptable


L’irradiation en réacteur

• Combustion = exposition du combustible au flux des neutrons

–– FissionFission de noyaux lourds→ produits de fission produits de fission ββ, , γγ

–– CapturesCaptures successives pardes noyaux lourds→ actinides artificiels actinides artificiels αα

–– ActivationActivation d ’atomes de métal,d ’impuretés, de caloporteur→ produits dproduits d ’’activation activation ββ, , γγ

→ in fine bouleversement de la composition du combustible


Le Combustible Irradié (33 GWj/t, refroidi 3 ans)

U : 955 kg.t-1

Pu : 9.6 kg.t-1

AM : 0.8 kg.t-1

PF : 34 kg.t-1

1

H2

He3

Li4

Be5

B6

C7

N8

O9

F10

Ne11

Na12

Mg13

Al14

Si15

P16

S17

Cl18

A19

K20

Ca21

Sc22

Ti23

V24

Cr25

Mn26

Fe27

Co28

Ni29

Cu30

Zn31

Ga32

Ge33

As34

Se35

Br36

Kr37

Rb38

Sr39

Y40

Zr41

Nb42

Mo43

Tc44

Ru45

Rh46

Pd47

Ag48

Cd49

In50

Sn51

Sb52

Te53

I54

Xe55

Cs56

Ba Ln72

Hf73

Ta74

W75

Re76

Os77

Ir78

Pt79

Au80

Hg81

Tl82

Pb83

Bi84

Po85

At86

Rn87

Fr88

Ra An104

Rf105

Db106

Sg107

Bh108

Hs109

Mt110

Uun

LANTHANIDES

57

La58

Ce59

Pr60

Nd61

Pm62

Sm63

Eu64

Gd65

Tb66

Dy67

Ho68

Er69

Tm70

Yb71

Lu

ACTINIDES

89

Ac90

Th91

Pa92

U93

Np94

Pu95

Am96

Cm97

Bk98

Cf99

Es100

Fm101

Md102

No103

Lr

URANIUM AND TRANSURANIC ELEMENTS ACTIVATION PRODUCTS

FISSION PRODUCTS FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS

URANIUM ET ÉLÉMENTS TRANSURANIENS

PRODUITS DE FISSION

PRODUITS D’ACTIVATION

PRODUITS DE FISSION et D’ACTIVATION


MASSE DES ELEMENTS CHIMIQUES CONSTITUANT LES PRODUITS DE FISSION


LE COMBUSTIBLE NUCLEAIRE USE

95 % d’uranium résiduel

4 % autres(Produits de fission et actinides

mineurs)

1 % plutonium

Après 4 ans en réacteur, le combustible usé est • chaud • très radioactif

Il contient :


Quelle que soit la solution retenue, un entreposage initial sQuelle que soit la solution retenue, un entreposage initial s’’impose !impose !

1. Piscines des réacteurs :>> entreposage de durée limitée>> petite capacité (qqs. centaines d ’assemblages)

2. Piscines des usines de retraitement :>> entreposage pouvant être de durée décennale ou plus>> grande capacité (30 000 assemblages à La Hague pour l ’ensemble)>> rangement dans des paniers (COGEMA) ou bouteilles (BNFL)

3. Eventuellement, piscines des centres d ’entreposage en gestion sans retraitement

Exemple : Suède (installation CLAB souterraine)


EXEMPLE DE PISCINE D ’ENTREPOSAGEDE COMBUSTIBLES IRRADIES A LA HAGUE


Le (re)traitement des combustibles usés


100

1000

10000

100000

1000000

10000000

100000000

1000000000

10 100 1000 10000 100000 1000000

TotalPuAn mineursPFsU naturel

Les principaux contributeurs à la radiotoxicité

Temps (années)


Le choix français du recyclage où le cycle du combustible nucléaire fermé


Site des usines UP 3 et UP 2-800 à La Hague /Cotentin


Les usines de La Hague

UP2 : combustible EdF – 800 t/an UP3 : combustible étranger – 800 t/an


Solution U, Pu, PF

An mineurs

Solution U, Pu, PF

An mineurs

COQUESCOQUES

EXTRACTIONEXTRACTION

Combustibleirradié

Combustibleirradié

DISSOLUTIONDISSOLUTION

AcidenitriqueAcide

nitrique

TBPTBP

PF +An mineurs

PF +An mineurs

UU

PuPu

VitrificationVitrification

CompactageCompactage

Le retraitement : procédé PUREX


Les bases du retraitement actuelLes bases du retraitement actuel

OBJECTIFRécupération pour recyclage des M.N U et PuU et Pu irradiéesLes purifier vis-a vis des autres radionuclides (PF et AM)

- très actifs- « poisons neutroniques »

MOYEN Extraction sélective liquide-liquide par le TBP

ProcProcééddéé PUREXPUREX Plutonium Uranium Refining by Extraction

Industrialisé dans les années 1950Excellent taux de récupération des M.N ( ~ 99,9 %)Bons facteurs de décontamination FD de 106 à 107 ( 2 ou 3 « cycles »)

> Performances dépendent de la maîtrise de :1° la chimie (dont redox) 2° l ’hydrodynamique des phases


11-- LE CISAILLAGE DES ASSEMBLAGES COMBUSTIBLESLE CISAILLAGE DES ASSEMBLAGES COMBUSTIBLES

Caractéristiques de la cisaille• confinement blindé (vaste cellule de tête)• mécanique rustique sans maintenance délicate• Cadence de 4 à 5 t/j pour usine de 800 t/an• Pas de démontage de l ’assemblage , cisaillage en bloc (tronçons de 5 cm)• Machine polyvalente pour assemblages REP et REB• Séparation des embouts• Balayage interne (entraînement des gaz actifs et de la poudre) par de l ’azote (contre le

risque pyrophorique de la limaille de Zr)


22-- LA DISSOLUTION NITRIQUELA DISSOLUTION NITRIQUE

• Les embouts écartés de la dissolution >>> vers rinçage acide puis eau

• Les tronçons des crayons (avec les débris de structure) directementde la cisaille au bain d ’attaque

• But de la dissolution : mise en solution de U et Pu, avec une bonne cinétique et une récupération quasi-totale

Choix de HNOHNO33 à l ’ébullition 3M 2 heuresintérêt pour la chimie redox des actinidesn ’attaque pas les métaux de structure (Zr, inox…)

• A La Hague procédé continu, avec dissolveur àroue à godets

Roue étroite pour sous-criticité


SolvantTBP 30 %

U(VI), Pu(IV), PFPF

EXTRACTION

U, Pu,εPF

Solvant chargéU(VI), Pu(IV)

HNO3

U, Pu,εPF

LAVAGE PF

PF +U, Pu

PREMIER CYCLE CO-EXTRACTION U-Pu


PARTITION U/Pu : Schéma de principe

Pu(IV)

Pu(IV)Pu(III)

Solvantde lavage

Solvant chargéU(VI), Pu(IV)

Solvant chargéU(VI)

Solution deréextraction

Réducteur etstabilisant

Solution chargée Pu(III)


Colonnes pulsées (sommet)

Colonne pulsée La Hague


Cuve de PF

en construction


Le recyclage


Le recyclage de l’uranium et du plutonium

• L’uranium (URT)– composition isotopique complexe dont U234 et U236 (poisons

neutrophages)– recyclage possible dans combustibles standard (30%)

• Étapes de conversion, enrichissement puis fabrication UO2CRUAS a été chargé avec URT

– entreposage de l’URT après conversion en U3O8 (stock stratégique) (70%)

• Le Pu– recyclé dans les MOX (Pu sur support U appauvri)– chargement complexe (UO2 majoritaire)

• zonage à l’intérieur des assemblages MOX (3 teneurs de Pu 2 à6 %, pour faciliter l’interface avec les UO2)

• répartition précise des assemblages dans le cœur


LaLa transformation du nitrate de Plutonium en oxydetransformation du nitrate de Plutonium en oxyde

Suite de 4 opérations :

1. La précipitation oxaliquePu4+ + 2 H2C2O4 + 6 H2O Pu(C2O4)2 6H2O + 4 H+

- précipitateur à vortex- décontamination supplémentaire du Pu vis-à-vis de U et PF

2. La filtrationPrécipité séparé des « eaux mères », lavé ,essorédans un appareil unique de filtration

3. La calcination Séchage à 250°C puis destruction de l ’oxalate à 450°C ⇒ PuO2

4. La concentration des eaux mèresRécupération de l ’oxalate résiduel


L’usine MELOX à Marcoule


Aujourd’hui, le combustible MOX n’est pas retraité

• Le monorecyclage du Plutonium a été choisi car le multirecyclagedans les LWR conduit à la création de nombreux actinides mineurs

• Toutefois la retraitabilité du combustible Mox a été démontrésur plusieurs assemblages

• Le scénario de référence aujourd’hui est le retraitement différé au moment de la construction d’un parc de réacteurs à neutrons rapides (éventuellement le stockage direct pourrait être envisagé si ce parc ne devait pas être construit)

• Une seule des 4 piscines de La Hague suffit pour entreposer 40 ans de production EDF


«Les déchets nucléaires»


DECHETS INDUSTRIELS INERTES350 Mt/an

DECHETS MENAGERS50 Mt/an

DECHETS INDUSTRIELS BANALS (DIB) : 95 Mt/an dont 45 Mt provenant

de l ’industrie agro-alimentaire

DECHETS INDUSTRIELS SPECIAUX (DIS)

7 Mt/an

DECHETS NUCLEAIRES60 000 t/an = 1 kg/an/habitant

DECHETS DE HAUTE ACTIVITE1 200 t/an = 20 g/an/habitant

LA PART DES DECHETSNUCLEAIRES

DANS LES DECHETSINDUSTRIELS

DECHETS A VIE LONGUE6 000 t/an = 0,1 kg/an/habitant

Source : ADEME (www.environnement.gouv)


Classification des déchets solides nucléaires en France

Le tri des déchets se fait à la foissur la période et sur l’activité

Vie courtePériode < 30 ans

pour les principaux éléments

Vie longuePériode > 30 ans

Très Faible Activité(TFA)

Stockage dédié CSTFA(ouvert depuis août

2003)

« Mise en sécurité »pour les

résidus miniers

Faible Activité(FA)

Centre de l’Aube(ouvert depuis 1992)

Stockage dédiéà l’étude pour les

déchets radifères et graphites

Moyenne Activité(MA)

(Stockage à l’étudepour les déchets tritiés)

Stockage g éologique profondHaute Activité(HA)

Solution de référence :Stockage géologique profond

C

AB


Les déchets A ( FA/MA) sont conditionnés…

Coques en bétonDéchets technologiques


Centre de l ’Aube (CSA) - Soulaine

Charpentes mobiles

Cases de stockageAtelier de

conditionnementdes déchets

Initialement prévu pour 30 ans ; suffira pour l’ensemble du parc nucléaire pendant au moins 60 ans !


Déchets de Très Faible Activité (TFA)

• Volume : 1 à 2 millions de m3

• Niveau d’activité : qq dizaines de Bq/g

• Conditionnés en caissons métalliques ou en big-bag

• Centre de stockage de l’ANDRA à Morvilliers

• Ouverture le 14 août 2003


Les dLes dééchets ultimes du chets ultimes du retraitement aujourdretraitement aujourd’’huihui

• La solution de produit de fission qui contient aussi les actinides mineurs et environ 0.1% de l’U et du Pu, est vitrifiée

• Les coques et embouts sont rincés puis compactés

• Les déchets technologiques sont cimentés

Le volume annuel de déchets produit par le retraitement du combustible d’un réacteur de 1GWe est :

• 2.5 m3 de déchets de haute activité(verre)

• 5 m3 de déchets de moyenne activité(gaines métalliques compactées)

• 12 m3 de déchets de faible activité(cimentés)


Volume et activité des déchets solides nucléaires produit annuellement en France

1,4 %115 m3HAVL ( C )4 %310 m3MAVL ( B )

94.6 %7500 m3 FA – MA ( A )

Répartition en volume

Volume annuelDéchets

Parc de 58 réacteurs Puissance installée 62GWe

97,6 %99,5 %HAVL ( C )2,3 %0,4 %MAVL ( B )

< 0,1 %< 0,1 % FA – MA ( A )

βγ(hors tritium)

αDéchets


Le stockage géologique profond


Stockage en couches géologiques profondes

Schéma de principed’un stockage

Le stockage géologique est la voie de référencepour la gestion définitive des déchets HA et MA-VL

Intérêt d’une optimisation en utilisant les potentialités d’amélioration offertes par la séparation/transmutation et par l’entreposage.


LE CONCEPT DU STOCKAGE PROFOND A BARRIERES MULTIPLES

Rivièreou lac

Centrede stockage

Nappe phréatique

1 colis2 surconteneur3 barrière ouvragée4 roche d ’accueil5 couches géologiques6 accès scellé

12 3

4

4

5

5

5

5

6

RFS III-2-f


Le Laboratoire (LSR) de Meuse/Haute-Marne

Coupe géologique 3D du sitepuits principal : 451mpuits auxiliaire : 505mniche expérimentale : 445m


Le Laboratoire (LSR) de Meuse/Haute-Marne


Impact d ’un stockage géologique de combustible usé (granite)

Exercice SPASource IPSN

Début rupture des conteneurs


Nouvelle loi de juin 2006

Loi de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs( loi n° 2006-739 publiée au Journal Officiel du 29 juin 2006)

• Le stockage géologique est retenu comme solution de référence pour la gestion des déchets à vie longue

• Un calendrier : – 2015 : demande de création d’un site de stockage géologique– 2020 : mise en exploitation d’un prototype pour la transmutation– 2025 : mise en exploitation du site de stockage

• Prise en compte des autres catégories de déchets :

- 2013 : mise en service de solutions pour les déchets FA-VL

(graphites et radifères)


Conclusions : Les déchets nucléaire on sait quoi en faire !

• Des traitements « high-tech » ont été développés et optimisés pour chaque catégorie de déchets.

• Ils sont aujourd’hui disponible à un coût abordable pour la société.Ce coût est pris en compte dans le prix du kWh et provisionné par EDF.

• Toutes les études nationales et internationales démontrent qu’avec des traitements adaptés, l’impact environnemental des déchets nucléaires restera négligeable, y compris à long terme.

direction de l'Énergie nucléaire - visiatome.fr · cycle ouvert / cycle fermé ......

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