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devrait en principe ouvrir de nouvelles perspectives pour le stockage ou la mise en dépôt à long terme des transuraniens par rapport à la vitrification, qui a été spécifiquement conçue pour des mélanges complexes d’actinides mineurs et de produits de fission. On ne saurait trop recommander de poursuivre les recherches sur les méthodes et technologies de séparation si l’on veut disposer de la base technique la plus large possible pour procéder à une évaluation de cette option. • La transmutation est un terme général qui englobe « l’incinération » d’un nucléide, c’est-à-dire sa transformation en produits de fission, et sa transformation par capture neutronique en un autre radionucléide ou en un isotope stable. La mise au point de cette technologie pourrait avoir d’importantes retombées sur d’autres programmes nucléaires. • Certaines réactions de transmutation produisent une majorité de nucléides non radioactifs, d’autres une diversité de radionucléides de périodes très variables. Les nucléides ainsi obtenus doivent avoir une période plus courte que celle de la cible ou une radiotoxicité plus faible, voire, dans certains cas, provoquer la production d’un autre nucléide père ayant un impact radiologique moindre. • Dans un premier temps, la transmutation des actinides mineurs ne se solde pas nécessairement par une réduction de l’inventaire radiotoxique à court terme. • Dans les réacteurs thermiques, la transmutation s’opère en général par capture neutronique. Le recyclage de quantités industrielles d’actinides mineurs exige de surenrichir le combustible, ce qui a pour effet d’augmenter les coûts de la production nucléaire. Cependant, le recyclage hétérogène des actinides mineurs dans des REO brûlant du MOX pourrait être une solution viable dans la mesure où l’on dispose d’excédents de plutonium permettant de compenser la réactivité négative provoquée par la présence d’actinides mineurs. Cependant, avec ce mode de transmutation, la radiotoxicité globale des matières fissiles et fertiles ne diminue pas de façon significative sur l’ensemble du cycle du combustible. • Dans les réacteurs à neutrons rapides, la transmutation des actinides mineurs permet de réduire la radiotoxicité dans la mesure où tous les actinides mineurs sont plus ou moins fissiles. Le rendement d’incinération augmente avec l’énergie moyenne des neutrons. Cependant, la sûreté des réacteurs impose une limite aux quantités acceptables d’actinides mineurs et aux rendements de fission et de transmutation résultants. Le potentiel énergétique théorique des actinides mineurs représente à peu près 10 pour cent de celui du plutonium produit dans le combustible UO 2 . Pour la transmutation des actinides mineurs, les systèmes à spectre neutronique rapide (RNR, systèmes hybrides) sont plus prometteurs que les REO. • Il a été envisagé de séparer et de transmuter certains produits de fission à vie longue, dont les plus souvent cités sont l’ 129 I, le 135 Cs, le 99 Tc et le 93 Zr. • La séparation de certains produits de fission est déjà une réalité industrielle : l’iode est extrait des solutions de combustible usé par barbotage, lavage et traitement séparé avant d’être rejeté dans les océans (pratique interdite dans certains pays). Au cas où il paraîtrait difficile de rejeter encore longtemps l’ 129 I dans les océans, il faudrait réexaminer les possibilités de le récupérer, de le conditionner et éventuellement de le transmuter. Il est impossible de transmuter le 135 Cs et le 93 Zr sans procéder au préalable à une séparation isotopique. • Les principes théoriques de la séparation du technétium sont connus, mais n’ont jamais été mis en pratique. Il est possible de transmuter le 99 Tc dans des réacteurs thermiques et dans des régions 104
thermalisées de réacteurs rapides. Toutefois, dans un spectre de neutrons thermiques, la période de transmutation est assez longue (de 15 à 77 ans). De ce fait, à moins que l’on ne parvienne à produire des neutrons à un coût marginal dans des installations nucléaires (systèmes hybrides), cette solution ne devrait pas avoir la priorité des travaux de R-D. 105
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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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Part II: Technical analysis and sys
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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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Any reprocessing campaign of spent
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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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Table II.7 Mass balances for homoge
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Core characteristics above: The fol
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Figure II.15 Concept of double stra
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Figure II.16 Concept of accelerator
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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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4. IMPACT OF P&T ON RISK ASSESSMENT
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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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Figure II.25 shows the radiotoxicit
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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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Figure II.30 Overview of the canist
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surface. The reference repository i
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Figure II.34 Cavern-convection scen
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considerable energy release as a re
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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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