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On peut voir sur la Figure I.4 les flux annuels de matières dans le cycle du combustible d’un parc mixte de réacteurs comportant des REP et des RNR et, sur la Figure I.5, ceux d’un parc utilisant exclusivement des RNR pour la production d’énergie. Nous examinerons dans ce rapport quatre modes de gestion du combustible : 3.1.1 Le cycle ouvert (CCO) Ce cycle correspond au scénario dans lequel tout le combustible usé déchargé d’un réacteur nucléaire est stocké dans des ouvrages, le temps qu’il refroidisse suffisamment pour pouvoir être transporté dans un dépôt permanent aménagé dans des formations géologiques profondes. 3.1.2 Le cycle avec retraitement (CCF) Ce scénario comporte une étape de « retraitement » destinée à récupérer l’uranium et le plutonium contenus dans les éléments combustibles dissous et à faire passer les produits de fission et actinides mineurs (AM = Np, Am, Cm) dans les déchets liquides de haute activité que l’on entreposera plusieurs années avant de les vitrifier. Les matrices vitreuses ainsi obtenues sont ensuite stockées dans des installations ouvragées de surface avant d’être enfouies en tant que déchets de haute activité dans des dépôts en formations géologiques. 3.1.3 Cycle du combustible avancé avec recyclage des transuraniens et de quelques produits de fission (CCA) Ce cycle comporte une série de traitements chimiques et métallurgiques et de réactions nucléaires, dont l’objectif est de séparer tous les actinides (Pu, Am, Cm, Np) et certains produits de fission( 99 Tc, 129 I) du flux principal de déchets et de les recycler comme cibles dans les centrales nucléaires ou dans des réacteurs nucléaires dédiés et/ou dans des systèmes hybrides afin d’en réduire de façon substantielle l’inventaire radiotoxique. 3.1.4 Stratégie à double strate Il s’agit d’une combinaison du cycle avec retraitement (CCF) et du cycle avancé (CCA) aboutissant à la constitution d’un parc mixte de réacteurs consacrés à la production d’énergie et à la destruction des déchets. Dans ce système, les actinides mineurs et certains produits de fission rejetés comme déchets par les usines de retraitement classiques seraient recyclés à l’aide d’installations spécialisés de retraitement et de fabrication du combustible dans un parc de réacteurs mixte composé de réacteurs à eau ordinaire à combustible UO 2 (REO-UO 2 ), de réacteurs à eau ordinaire chargés en MOX (REO-MOX), de réacteurs rapides à combustible MOX (RNR-MOX) et de réacteurs rapides à combustibles métalliques ou nitrures, mais pourraient aussi être expédiés dans des réacteurs hybrides dédiés pour y subir une transmutation ou une incinération partielle. On trouvera à l’annexe E les quantités et les caractéristiques des matières composant le combustible nucléaire et les assemblages combustibles déchargés. Pour faciliter la compréhension, ces données ont été établies seulement pour l’irradiation du combustible en REP. Les chiffres ne sont pas les mêmes pour les REB, les CANDU ou d’autres types de réacteurs, mais nous n’avons pas voulu les présenter ici pour éviter la multiplication des tableaux. 86
Figure I.3 Schéma du cycle du combustible avec retraitement pour un parc de REO de 400 TWh (étude de cas française) Uranium Naturel (U nat ) 8 200 t-U 4 ans Uranium apprauvi pour fabrication du MOX 125 t Enrichissement (UTS) 4 700 000 UTS 2 ans Uranium Apprauvi 7 120 t-U Fabrication 955 t-U 1 an 110 t URT Réacteurs REP 400 TWh 135 t MOX 105 t UOX Transport vers retraitement 850 t-ML 2 years Transport vers entreposage 350 t-ML Retraitement UP2/800 850 t-ML Entreposage I.L.L.W 1 200 m 3 Pu 8.5 t-Pu Conversion REP U 820 t-U Stock stratégique MOX MELOX 135 t-ML 9.5 ans Enrichissement URT 530 000 URT 8.5 ans URT apprauvi 710 t-U Fabrication URT 110 t-U 9.5 ans Etape du cycle Flux de matières Temps ecoulé avant chargement ou après déchargement Ce schéma repose sur les hypothèses suivantes: • Les quantités retraitées de combustible UO 2 sont adaptées aux possibilités de recyclage du Pu dans le combustible MOX • La capacité de l’usine UP2 de La Hague (850 t/an) pour le retraitement et de l’usine MELOX (135 t/an) pour la fabrication du MOX est utilisée à plein 87
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TABLE OF CONTENTS EXECUTIVE SUMMARY
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TABLE DES MATIÈRES NOTE DE SYNTHÈ
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PART II. TECHNICAL ANALYSIS AND SYS
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4. IMPACT OF P&T ON RISK ASSESSMENT
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Figure II.31 Evolution of the expec
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There are several scenarios which c
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eactor concepts are still in the co
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intermediate storage management, th
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1. INTRODUCTION 1.1 Involvement of
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and natural decay play an important
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Figure I.2 A schematic diagram of b
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Instead of recycling, one could ado
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Figure II.11 Flow sheet of pyro-rep
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The metathetical reaction between L
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This is confirmed by the radiotoxic
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For the same burn-up as in the pure
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On the basis of the study, it is no
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In a given reactor system, the diff
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- deterioration of the effectivenes
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Table II.5 Mass balances for homoge
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manufacture is 2 years. 12×24 targ
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Figure II.14 MA-loading methods in
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Core characteristics above: The fol
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In Reference [99], the sodium coole
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In Germany, some small activities r
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OECD/NEA programmes The OECD/NEA Nu
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As a part of MA nuclear data evalua
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Table II.13 Pu and minor actinide b
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2.4.1.3 Transmutation in light wate
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3. DESCRIPTION OF CURRENT TRENDS IN
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The SPIN programme studied various
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• the RP1-2 scenario is compared
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Mass balance The MA mass balance, f
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For deterministic effects, in the c
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• accounting for a number of safe
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Table II.17 Effective dose coeffici
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MOX fuel and recycling of recovered
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Moreover, plutonium recycling and m
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Curium is assumed to be stored for
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0.191 man-Sv/TWhe and the RFC with
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The maximum inventory of reactor co
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Doses are controlled by 36 Cl up to
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