COMPLETE DOCUMENT (1862 kb) - OECD Nuclear Energy Agency

Présentation générale
Cette partie contient une présentation générale de la situation actuelle du cycle du combustible
et des pratiques de gestion des matières nucléaires. Un chapitre d’introduction est consacré aux
nouvelles perspectives que pourraient offrir la séparation et la transmutation et à leurs limites. À titre
d’entrée en matière pour les non-spécialistes, on y a décrit les opérations supplémentaires de recyclage
des matières fissiles et fertiles (uranium et plutonium), des actinides mineurs (neptunium, américium,
curium) et de certains produits de fission (technétium 99, césium 135, iode 129, etc.).
Suit une analyse détaillée de trois stratégies du cycle du combustible pour un parc
électronucléaire de 100 GWe, par exemple. Il s’agit du cycle ouvert (CCO), du cycle fermé (CFR) avec
retraitement de l’uranium et du plutonium et du cycle fermé et avancé (CCA) avec séparation et
transmutation. Les questions dont l’issue dépend de décisions visant à réduire au minimum la
radiotoxicité des déchets de la production électronucléaire sont développées.
Plusieurs tableaux récapitulatifs présentent des données de référence sur les combustibles UO 2
et à oxydes mixtes irradiés dans un éventail de conditions standard. L’annexe E de ce document contient
des tableaux complets de données nucléaires correspondant à l’inventaire en radionucléides du
combustible usé. Les données qui y figurent sont des valeurs moyennes tirées de codes de calcul et
considérées par la communauté nucléaire comme des valeurs de référence pour le calcul de l’inventaire
radiotoxique sur des périodes de temps prolongées.
Analyse critique et conclusions générales
La partie générale du rapport se termine sur une série de remarques critiques et de conclusions
générales rédigées par le groupe de travail. Il s’agit essentiellement de mettre en évidence les points
importants pour aider les décideurs à définir les priorités des futurs travaux de recherche et de
développement, de souligner l’intérêt de la séparation et de la transmutation pour la réduction de
déchets et de dessiner les contours de cette stratégie dans une politique nucléaire future.
Analyse technique et étude systémique
Séparation
Le retraitement du combustible usé des réacteurs à eau ordinaire est considéré comme un
scénario de référence dans la première étape du cycle du combustible avancé, et est préalable aux
séparations complémentaires des actinides mineurs et de certains produits de fission.
On commence par décrire brièvement des techniques de séparation en milieu aqueux
compatibles avec le procédé bien connu PUREX en les illustrant par des schémas représentant les flux
annuels. Suivent une courte présentation des améliorations possibles et souhaitables de l’étape
d’extraction des éléments transuraniens dans le procédé PUREX afin de récupérer le neptunium 237 et
une description, assortie de commentaires sur leurs avantages et limites, des procédés d’extraction des
actinides mineurs « TRUEX », « DIDPA », « TRPO », « DIAMEX », « TPTZ », « SESAME » et des
procédés les plus récents « CYANEX 301 » de récupération de l’américium et du curium. L’impact de
ces améliorations sur les procédés classiques de traitement de déchets, notamment sur la production de
déchets secondaires, fait l’objet d’une courte analyse. L’annexe D contient une bibliographie complète
sur la technologie de séparation.
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