«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
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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
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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
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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.
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• 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
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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…
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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
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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 %)
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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
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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
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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 )
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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.
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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
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UF6 cristalliséSolide incolore, gazeux à56°C et très réactif avec
l’eau
UF4 Solide vert peu soluble
Les fluorures d’uranium produits
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Les usines COMURHEX (Groupe Areva)
Usine de Malvési(vers Narbonne)
Conversion du concentréen UF4
Usine de PierrelatteConversion UF4 en UF6
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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
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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
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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.
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La diffusion gazeuse
Modules EURODIF
Usine EURODIF Pierrelatte
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L’ultra-centrifugation
Schéma de principed’une centrifugeuse
Centrifugeuses URENCO
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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
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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)
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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
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FBFC Four de frittage des pastilles
Les pastilles d’UO2
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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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 30
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
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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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 35
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
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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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 38
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 39
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 40
MASSE DES ELEMENTS CHIMIQUES CONSTITUANT LES PRODUITS DE FISSION
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 42
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 :
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 43
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 44
EXEMPLE DE PISCINE D ’ENTREPOSAGEDE COMBUSTIBLES IRRADIES A LA HAGUE
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 46
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 47
Le choix français du recyclage où le cycle du combustible nucléaire fermé
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 48
Site des usines UP 3 et UP 2-800 à La Hague /Cotentin
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 49
Les usines de La Hague
UP2 : combustible EdF – 800 t/an UP3 : combustible étranger – 800 t/an
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 50
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 51
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 52
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 53
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 55
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 56
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 61
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 63
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 65
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 67
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 68
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 69
Les déchets A ( FA/MA) sont conditionnés…
Coques en bétonDéchets technologiques
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 70
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 !
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 71
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 72
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 73
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 75
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.
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 76
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
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 77
Le Laboratoire (LSR) de Meuse/Haute-Marne
Coupe géologique 3D du sitepuits principal : 451mpuits auxiliaire : 505mniche expérimentale : 445m
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 79
Impact d ’un stockage géologique de combustible usé (granite)
Exercice SPASource IPSN
Début rupture des conteneurs
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 80
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)
Cours Etienne Vernaz – Le cycle du combustible 81
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.