IAEA Sources de rayonnements cycle du combustible - Retraitement - Jour 4 – Presentation 8 (2) 1.

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1 IAEA Sources de rayonnements cycle du combustible - Retraitement - Jour 4 – Presentation 8 (2) 1

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3 IAEA Qu'est-ce que le retraitement?  Le retraitement est la séparation et l'élimination des produits de fission du Combustible Nucléaire Usé (SNF)  U, Pu peuvent être séparés et réutilisés ou stockés  Les produits de fission vitrifiés (HLW) déchets de haute activité (idéalement)  De nombreux procédés  Humide  sec  transmutation 3

4 IAEA Retraitement  Combustible usé  95% 238 U  1% 235 U  1% Pu  3% produits de fission  Le retraitement sépare en 3 groupes  U  Pu  Déchets 4

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8 IAEA Qu’est-ce-que la voie humide?  cisaillement, dissoudre le combustible dans l'acide nitrique  clarifier, extraction par solvant  partitionner U / Pu  récupérer les poudres de UO3, PuO2  Variations Purex avec plus de succès  99,8 à 99,9% de récupération de U / Pu 8

9 IAEA Quelles sont les installations?  Plusieurs grandes installations du CNU ou (NSF) des réacteurs de puissance  Toutes fortement blindées - murs de 4 pi  Les cellules, les manipulateurs, les opérations à distance  France - La Hague  2 installations, capacité d’environ 1,700 te/an  fonctionnent à 1,500-1,600 te/ans  10 20 Bq HLW vitrifiés  UK - Sellafield  2 installations  THORP - environ 700 te/ans (800 de capacité)  0.3 x 10 20 Bq HLW vitrifiés 9

10 IAEA Retraitement à Sec  Parfois appelé pyro-traitement, pyro-métallurgique  Utilise la fonte, l'électrolyse, la volatilisation pour séparer U / Pu des produits de fission  Proposé dans les systèmes de transmutation  Difficile de s'adapter aux combustibles commerciaux 10

11 IAEA Transmutation. Exécuter les traitements et les réactions sur les déchets radioactifs pour les rendre soit non radioactifs ou beaucoup moins radioactifs afin que les préoccupations radiotoxiques et d'élimination soient sensiblement réduites ou éliminées. 11

12 IAEA Pourquoi Transmutation?  Certains produits de fission et Transuraniens radioactifs/dangereux pour 10.000+ ans et mobiles environne-mentalement mobiles  Pourquoi ne pas les transformer en matériaux stables (non radioactifs) ou e courte durée de vie?  Pourquoi ne pas réduire les quantités, des isotopes, types et les envoyer à l'élimination?  Idéalement, seuls les exigences d'élimination des faibles activités sont nécessaires  Accent mis sur les actinides (Np, Pu, Am, Cm)  Accent secondaire sur Tc, I, Ni, Zr  Accent tertiaire sur Cs, Sr 12

13 IAEA Qu'est-ce que cela signifie?  All require significant money and take time  Les méthodes peuvent réduire les risques d'élimination (SNF) CNU/ HA  Pas évident qu'une voie puisse répondre à la destruction désirée % pour les déchets de faible activité  Le tout exige des sommes considérables et prend du temps 13

14 IAEA Capacité mondiale de retraitement PaysLocalisation combustible LWR tonnes/an FranceLa Hague1,600 UKSellafield (THORP)1,200 RussieChelyabinsk (Mayak)400 Japan90 Total2,940 Autres combustibles: UKSellafield1,500 FranceMarcoule400 Inde200 Total2,100 Capacité civile totale 5,040 14

15 IAEA Retraitement 15

16 IAEA Retraitement  Se fait après 5-25 ans après le retrait du réacteur  partitionnement  Radionucléides séparés individuellement  Transmutation  Le bombardement par des neutrons convertit un radionucléide à un autre avec de meilleures caractéristiques  Radio-toxicité réduite dans mille ans 16

17 IAEA Retraitement  Processus PUREX  Dissolution du combustible  Séparation de U et Pu par extraction au solvant  Reste 3% est HLW – vitrifié disposition en attente de l’élimination  Processus UREX Proposé par USA – seul  L’U est récupéré 17

18 IAEA Référence  International Atomic Energy Agency, Postgraduate Educational Course in Radiation Protection and the Safety of Radiation Sources (PGEC), Training Course Series 18, IAEA, Vienna (2002) 18