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On peut considérer des opérations de séparation aussi comme une série de procédés isolés, appliqués après un retraitement standard, qui permettraient d’atténuer la radiotoxicité des déchets stockés et d’améliorer les techniques de conditionnement. Cependant, dans ce rapport, nous avons surtout envisagé la séparation comme une étape préalable à la transmutation. 102
4. ANALYSE CRITIQUE • Dans l’industrie du cycle du combustible nucléaire de demain, la séparation et la transmutation pourraient soit s’ajouter aux activités du cycle tel que nous connaissons aujourd’hui, soit en remplacer quelques parties. • La séparation et la transmutation ne peuvent être envisagés sans cycle du combustible classique ou avancé. Toutefois, pendant la phase de recherche et de développement, tous les pays intéressés par l’évolution du cycle du combustible ou la gestion des déchets peuvent participer à l’effort international. • Toute stratégie de séparation et de transmutation devrait tendre vers l’élimination progressive des radionucléides à vie longue des flux de déchets, dont le mode de stockage reste à décider. Toutefois, la réduction de l’inventaire radiotoxique des déchets que cette solution apporte s’opère au prix d’une légère augmentation de l’inventaire radiotoxique des cœurs de réacteurs et des installations du cycle du combustible, sauf si l’on établit une stratégie exhaustive pour l’incinération des actinides faisant appel, par exemple, à la transmutation dans des réacteurs hybrides. • Dans un programme nucléaire à long terme, il est possible de passer progressivement du combustible REO-UO 2 au combustible REO-MOX pour ensuite introduire les RNR dans le parc électronucléaire ainsi que les systèmes hybrides. • La séparation des actinides mineurs est une étape supplémentaire au recyclage de l’uranium et du plutonium dans le combustible MOX et suppose la conception et la construction de nouvelles installations industrielles. À l’heure actuelle, la séparation n’a pas dépassé le stade du développement en laboratoire et en cellules chaudes. • La séparation ne se conçoit que dans une perspective à long terme. Elle exige des installations de traitement des déchets liquides de haute activité de conception nouvelle ou un cycle d’extraction PUREX avancé qui permettrait de séparer directement tous les radionucléides à vie longue. • La séparation des actinides mineurs des déchets liquides de haute activité permet de réduire l’inventaire radiotoxique à long terme des déchets de haute activité vitrifiés et, à ce titre, peut ameliorer la perception du danger que présentent le stockage des déchets à vie longue. En fait, elle ne modifie pas les caractéristiques techniques des déchets. Les produits de fission ( 137 Cs et 90 Sr) déterminent à court terme la quantité de la chaleur produite dans les déchets de haute activité, et la faible solubilité des transuraniens conditionne leur taux de lixiviation et, partant, leur impact radiologique à long terme. • La séparation des actinides mineurs (Np, Am, Cm) et de certains produits de fission (Cs, Sr, Tc, etc.) multiplie les possibilités d’améliorer le conditionnement des radionucléides à vie longue en fonction des nucléides. La meilleure stabilité thermodynamique des nouveaux colis de déchets 103
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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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to address there is the separation
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improvement of the biological shiel
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Figure I.3 A schematic diagram of t
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Figure1.5 A notional materials flow
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A few specific regulatory and safet
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• irradiation of FR-fuel in Fast
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dispersion in the geosphere or bios
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In the meantime the burn-up of spen
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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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Figure II.22 Potential radioactivit
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Moreover, plutonium recycling and m
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Curium is assumed to be stored for
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decrease is obtained in the radioto
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4.4 Risk and hazard assessment over
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4.4.2 Radiological impact of waste
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0.191 man-Sv/TWhe and the RFC with
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• conventional reprocessing does
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The maximum inventory of reactor co
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pursued. Since 137 Cs and 90 Sr are
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Figure II.26 Surface facilities. Ge
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Doses are controlled by 36 Cl up to
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surface. The reference repository i
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• taking into account the potenti
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Fuel”, Proc. Int. Conf. on Future
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[172] OECD/NEA and IAEA, Uranium: R
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[202] Schmidt, E., Zamorani, E., Ha
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