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Ch.O.Bacri , La gestion de dchets nuclaires II - De la physique au dtecteur Aussois, Dcembre 2012 1

De la physique au dtecteur

La gestion des dchets nuclaires Suite et fin


Rappels (I)

ans)10(2.4PuNpUnU 4239

jours2.3

239

min23.5

239238

Cycle U/Pu:

Un seul noyau fissile dans la nature : 235U

PRINCIPE DUN RACTEUR NUCLAIRE:

faire fissionner l 235U.

comptition avec la capture de n sur 238U

Racteurs Eau Pressuris

n lents (meV)

U enrichi (~ 3,5% en 235U)

Bilan global: 24t dU enrichi 1,116 t de noyaux lourds fissionne

mais reste de l235U et production de 239Pu et 241Pu qui sont fissiles MOX

et 22 t d238U

les dchets (PF, AM)

Dchets produits:

actinides mineurs: Np, Am, Cu

produits de fission


LOI DE PROGRAMME 2006 739 DU 28/06/2006 (ARTICLE 5)

RELATIVE LA GESTION DURABLE DES MATIRES ET DCHETS RADIOACTIFS

Rappels (II)

Les DCHETS RADIOACTIFS sont des substances radioactives pour lesquelles aucune utilisation ultrieure nest prvue ou envisage

le Pu

les combustibles uss (qui contient du Pu !)

lUranium appauvri

ne sont pas considrs

comme des dchets

TUDE DE 2 PISTES :

Sparation/transmutation des dchets HA-MA VL

Stockage gologique profond rversible = solution de rfrence

Demande lASN un

PLAN NATIONAL DE GESTION DES MATIRES ET DCHETS NUCLAIRES (PNGMDR)

mis jours tous les 3 ans


Inventaire National

des Matires et Dchets Radioactifs

http://www.andra.fr

Cr par le PNGMDR en 2006. Rvision tous les 3 ans

Dcret 2008-357 du 16 Avril 2008 + inventaire national des dchets radioactifs

Priode

Activit

Trs courte dure de vie

T1/2 < 100 jours

Courte dure de vie

T1/2 31 ans

Longue dure de vie

T1/2 > 31 ans

Trs Faible Activit (TFA)

< 100 Bq/g

Gestion par dcroissance

radioactive sur le site de

production

puis

limination dans les filires

conventionnelles.

Stockage de surface (< 200m)

(Centre de stockage TFA de Morvilliers - Aube)

Faible Activit (FA) < 5 mSv/h au contact

100 < < 100 000 Bq/g

Stockage en surface (< 200m)

(Centre de Stockage FMA de la

Manche)

(Dchets tritis ltude)

(radifres et graphites)

Stockage faible profondeur

ltude

(loi du 28 Juin 2006)

Moyenne Activit (MA) 5 mSv/h - 2mSv/h au contact

105 < < 108 Bq/g

Stockage profond ltude

(loi du 28 Juin 2006)

Haute Activit (HA) 2mSv/h au contact

~ 1010 Bq/g

Stockage gologique profond ltude (loi du 28 Juin 2006)

Stockage faible profondeur: entre la surface et 200m

Stockage profond: plus de 200m de profondeur.

Un projet de stockage est en cours dtude 500m de profondeur

Classification des dchets en France

5 Ch.O.Bacri , La gestion de dchets nuclaires II - De la physique au dtecteur Aussois, Dcembre 2012


Quantits de dchets radioactifs

Catgorie

Volume

(m3 quivalent conditionn)

Fin 2010

Ecart 2010/2007

(m3 quivalent conditionn)

HA 2 700 400

MA-VL 41 000 - 800

FA-VL 87 000 4 500

FMA-VC 830 000 37 000

TFA 360 000 130 000

Total ~ 1 320 000 ~ 171 000

Conditionnement optimis

Meilleure caractrisation


Les options de gestion des dchets

Gestion par dcroissance (vies courtes)

Stockage en surface

Entreposage

Solution de rfrence:

stockage gologique profond (HA et MA-VL)

Sparation/transmutation (actinides mineurs)

International amliorer la sret nuclaire, amliorer la rsistance la prolifration,

minimiser les dchets,

optimiser l'utilisation des ressources naturelles,

diminuer les cots de construction et d'exploitation des racteurs.

France: les racteurs neutrons rapides refroidis au sodium

A ltude Aujourdhui

Le contexte politique international

En France, le stockage (et recherches lies) sous la responsabilit de lANDRA

Agence Nationale pour la gestion des Dchets RAdioactifs http://www.andra.fr

Gestion long terme des dchets radioactifs

Protection de lhomme et de son environnement

mission de radioactivit

Dissmination de matire radioactive

isoler les matires radioactives le temps ncessaire leur dcroissance

Ncessit de maitriser

Production

Conditionnement

Stockage dfinitif

dpend de la nature des dchets

Radioactivit

Proprits thermiques

Mobilit (nature chimique)

Principe du stockage


2 campagnes franaises dimmersion en Atlantique:

(1967 et 1969)

Entre 4000 et 5000 m de fond

46 396 colis (FMA), soit 14 200 tonnes

Activit totale: 353 1012Bq (dont 8 en )

comparer la zone utilise par lAEN (1971-1982):

123 000 colis, 150 000 tonnes

Activit totale: 42 1015 TBq en

... Et dans le Pacifique

(1967 - 1982)

2000 -3000m de fond

11 600 colis

3 200 tonnes

23 TBq en

0.7 Bq en et


Les premiers stockages

Dchets TFA: filire spcifique unique

(sauf Espagne)

le Centre de Stockage de Morvilliers

(Aube); 28 ha

mise en service depuis Aout 2003.

capacit: 650 000 m3

quantit stocke fin 2007: 89 331 m3

10

Les centres de stockage en France

Ch.O.Bacri , La gestion de dchets nuclaires II - De la physique au dtecteur Aussois, Dcembre 2012

Dchets FMA:

centre de la Manche: phase de surveillance

centre de Soulaine (Aube): phase dexploitation

Accueil 90% des volumes annuels

capacit : 106 m3

quantits stockes fin 2007: 208 053 m3

11

Les dchets FMA

Quelques types

de colis:

PROVENANCE

laboratoires de recherche

activits mdicales et industrielles

gants, filtres, rsines,



Dchets FAVL : radifres - graphites

RADIFRES: essentiellement 226Ra (dcroissance de 238U), 222Rn

GRAPHITES: 14C, 63Ni (VL) et 3H, 137Cs, 60Co, 55Fe (VL), 36Cl

OBJECTIFS INSCRITS DANS LA LOI DU 28 JUIN 2006

Demande dautorisation de cration (2013-2014)

Mise en service du stockage (2019-2020)

CHOIX DES 2 OU 3 SITES DINVESTIGATION DBUT 2009

Mission confie lAndra en juin 2008 : lancer un appel candidatures

des collectivit locales

Annonce des sites dinvestigation par le MEEDAAT (Ministre de lEcologie, de

lEnergie, du Dveloppement durable et de lAmnagement du Territoire) en janvier 2009

Juillet 2009 : retrait des candidatures des communes slectionnes

Loi du 28 Juin 2006

et PNGMDR

Recherche de site

!PNGMDR 2010-2012 ... poursuite de recherche de site

Elaboration des projets de territoire

Fin 2012:

Andra remet un rapport-bilan sur les tudes menes

Andra propose des scnarios de gestion possible des dchets FA-VL.


Les dchets HA-MAVL

Combustible us:

~ 1000 t / an

Cisaillage,

retraitement,

puis

Vitrification (usine de la

Hague)

Conteneur de

dchets vitrifi CSD-V

(150 litres)

Stockage/Entreposage

Conteneur de

dchets

compacts

CSD-C

!

Ceci nest pas un dchet

cest une matire valorisable !

DCHET MAVL: ( 41 737 m3 en 2007)

Coques, embouts de combustibles

irradis,

Dmantlement

dinstallation nuclaires

DCHET HA: (2 203 m3 en 2007)

retraitement des combustibles

irradis


Dchets HA-VL: Stockage gologique profond

Vitrification considre comme irrversible

Stockage gologique profond

Calculs de dose lexutoire

Biotope aux alentours dun site

de stockage) : les PF dominent Migration des dchets vers la biosphre:

un processus trs lent

dose lexutoire


Le laboratoire de Bure (I)

Site argileux

Recherches depuis 1994

Le Laboratoire de Bure ne sera pas le centre de

stockage

2007


Laboratoire de Bure (II)

Fvrier 2000


Laboratoire de Bure en quelques chiffres

PHASE 1: 1992 - 2005

reconnaissance 15 M , dveloppement 220 M, exprimentations 90 M

27 forages profonds

40 m de galerie 445 m

485 m de galeries 490 m

130 forages depuis les galeries exprimentales

1400 capteurs relis au SAGD en temps rel

4 km de carottes dans le Callovo-Oxfordien

40000 chantillons

PHASE 2: 2008-2012

Couts dexploitation: 17 M/an

800 m de galeries supplmentaires

25 exprimentations dmarrer ou poursuivre

230 forages raliser pour la priode 2007-2009

2000 capteurs installer

14 forages profonds pour la reconnaissance 2008-2009


La rversibilit du stockage

LOI DU 28 JUIN 2006 ARTICLE 12

lautorisation de cration dun centre de stockage en couche gologique profonde

de dchets radioactifs ne garantissant pas la rversibilit de ce centre dans les

conditions prvues par cette loi ne peut tre dlivre.

Lautorisation fixe la dure minimale pendant laquelle, titre de prcaution, la

rversibilit du stockage doit tre assure. Cette dure ne peut tre infrieure

cent ans.


La rversibilit du stockage Andra

Rversibilit du stockage

rversibilit des processus dcisionnels

tudes SHS


La transmutation

RECYCLER DES NOYAUX EN RACTEUR

POUR LES FAIRE DISPARATRE PAR RACTION NUCLAIRE

Les transuraniens (TRU)

Forms par capture neutronique et dcroissance radioactive

les liminer par fission

Les produits de fission vie longue (PF-VL)

Forms par fission, puis dcroissance () et/ou capture neutronique

les liminer par capture vers un isotope stable

Rappel: loi de 2006

la transmutation ne se positionne quen option complmentaire dun stockage


La transmutation ? Pour quoi faire ?

RDUCTION DE LA QUANTIT ET LA NOCIVIT

des dchets (loi de 2006)

le Pu domine la radiotoxicit

mais ce nest pas un dchet !

transmuter les actinides mineurs (Np, Am, Cm) en complment du recyclage du Pu

qui ne migrent pas dans le stockage profond

RDUCTION DE LA CHARGE THERMIQUE

transmuter les PF entreposage 100 ans

transmuter lAm

Puissance thermique rsiduelle des colis HA produits par le traitement de combustibles UOX (85%) + MOX (30%) Refroidissement UOX: 5 ans, MOX: 30 ans

Evolution dans le temps de linventaire de radiotoxicit des diffrents composants dun combustible us (UOX 45 GWj/t)


Optimiser la ressource stockage

Neptunium : de bonnes raisons de lenfouir

T1/2 = 2.14 106 ans radiotoxicit long terme faible

trs peu mobile

produit pendant des sicles par dcroissance de 241Am

Amricium: de bonnes raisons de lincinrer

principal contributeur la radiotoxicit

principal contributeur la thermique sculaire des dchets

Curium: de bonnes raisons de lentreposer

manipulation difficile (radioprotection, thermique)

transmutation lente

243Cm =

244Cm =


La transmutation: comment ?

le Pu domine la radiotoxicit transmuter les AM na de sens

quaccompagn dune stratgie de

gestion du Pu

SI LE NUCLAIRE SE DVELOPPE PEU

Rserves dU suffisantes pendant plusieurs sicles

Le Pu nest plus prcieux Pu = dchet; incinration possible

(vision amricaine)

Les modes de transmutation

dpendent

des scnarios envisags pour la suite du nuclaire

DIFFRENTES OPTIONS ENVISAGEABLES:

transmutation en racteur lectrogne les RNR (Racteur Neutrons Rapides)

transmutation en racteur ddi les ADS (Accelerator Driven System)

SI LE NUCLAIRE EST DPLOY DE MANIRE SIGNIFICATIVE

Les filires actuelles (thermique) non soutenables (manque de matire fissile)

Besoin de rgnrer la matire fissile

Pu prcieux pour dmarrer les rgnrateurs

(vision franaise)


La rgnration

ans)410(2.4Pu239

jours2.3Np239

min23.5U239nU238

Noyau fertile Noyau fissile

Le Pu fissionn est rgnr par capture sur l238U : masse de Pu = cte

L238U est consomm : ~ 1 tonne / (Gwe.an)

Utilisation du minerai duranium = 100%

Dploiement du nuclaire Rgnration

racteur neutrons rapides

25

UOX

dchets allgs :

PF + pertes Pu+AM

RNR ou REP

Am+Cm+

MOX uss

entreposs :

Matire

valorisable Pu

PF + pertes

Pu+Am+Cm+

Strate lectrogne

89% de la

puissance installe

puissance ncessaire

~ 12 GWth

La transmutation: stratgie double strate


Sparation nuclaire lectrogne - gestion des dchets

les Accelerator Driven System


Les ADS

Actinides mineurs : peu de neutrons retards produits

problme potentiel pour la suret du racteur

utilisation dun racteur sous critique

besoin dune source de neutrons externe pour maintenir la

raction en chaine

Pilotage du racteur par un faisceau de neutrons produit par un acclrateur

POSSIBILIT DE CHARGER LE RACTEUR EN ACTINIDES MINEURS

PRINCIPE DUN ADS: Accelerator Driven System

Acclrateur linaireS

ourc

e

RFQ

Injecteur Cavits SC Cavits elliptiques SC

cible de spallation

racteur sous-critique

faisceau de protons

Acclrateur linaireS

ourc

e

RFQ


Sou

rce

RFQ


cible de spallation

racteur sous-critique

faisceau de protons

Raction de spallation :

1 proton de 1 GeV dnergie cintique produit

environ 30 neutrons lorsquil frappe une cible

paisse de noyaux lourds (Pb, Pb-Bi, W, )


R&D autour des ADS

LA CIBLE: MEGAPIE (MEGAwatt Pilot Experiment), PSI

COUPLAGE RACTEUR SOURCE DE NEUTRONS:

MUSE (MUltiplication dune Source Externe)

VERS UNE VALIDATION EXPRIMENTALE EN CONDITIONS REPRSENTATIVES :

GUINEVERE (Generator of Uninterrupted Intense NEutron

at the lead VEnus REactor )

Mesure de la ractivit du cur,

relation courant-puissance

GENEPI

LACCLRATEUR: XT-ADS (FP5), EFIT (FP6), MAX (FP7 - Myrrha Accelerator eXperiment, research and development program)

XT-ADS EFIT MAX - MYRRHA

2,5 4 mA 20 mA 4 mA

600 MeV 800 MeV 600 MeV

< 5 coupures

(t >1s) / 3 mois

< 3 coupures

(t >1s) / an

< 3 coupures

(t >3s) / an

Exprience en support un

dmonstrateur MYRRHA

Projet europen - 2023


Les options de sparation / transmutation

Combustible UOX

Uranium enrichi en 235U Dchets vitrifis

produits de fission

0,1 % de U et Pu

0,1 % des actinides mineurs

Entreposage U et Pu

Possibilit de multirecyclage

Combustible MOX (U + 7% Pu)

Plusieurs options

Stockage spcifique

Recyclage

Incinration en racteur ddi (ADS)

Attente des racteurs rapides du futur

Am, Cm, Np

Np, Am, Cm

U Pu

TransmutationSparation

Dchets

PF

U Pu + AMTransmutationSparation

Dchets

PF

Am

U Pu

TransmutationSparation

Dchets

PFNpCm

Sparation squentielle

DIAMEX-SANEX

Sparation groupe

GANEX

Sparation spcifique de lAm

EXAM


Taux dincinration ~ 5 ans dirradiation en RNR

Np237

Np237

PF

Pu

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

fissions

captures

Am241

Am241

PF

Pu

autres AM

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

fissions

captures

Am243

Am243

PF

Pu

Cm

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

captures

fissions Cm244

Cm244

PF

Pu

Autres Cm

0%

10%

20%

30%

40%

50%

60%

70%

80%

90%

100%

initial final

fissions

captures

237Np 241Am

243Am 244Cm

LA TRANSMUTATION EST UN PROCESSUS LENT !

Taux de fission obtenu: ~ 25%

Pas de disparition complte en une irradiation Recyclage ncessaire


Impact de la transmutation sur le stockage

Sans

transmutation

Transmutation de

lAm seul

Transmutation

de tous les

actinides mineurs

Surf. tot stockage 1200 ha 770 ha 620 ha

Zone HA 510 ha

108 000 colis

280 ha

96 000 colis

210 ha

89 000 colis

Volume excav 4.6 106 m3 3.8 106 m3 3.4 106 m3

Aprs 70 ans dentreposage


et la fabrication du combustible

Sans transmutation

RNR

Avec transmutation

Am seul

Avec transmutation

tous AM

Pthermique (W/kg)

1,5 4 7 9 160

Emission

neutronique

(relatif)

1 1,5 3,5 130 3600

La transmutation du Cm est trs contraignante pour les installations du cycle

(enceintes blindes, tlmanipulations, )

100

10000

60

10

60

Recyclage des actinides mineurs (Am, Cm, ) rduction de la radiotoxicit des dchets ultimes

Cur avec ou sans TR

la radiotoxicit du cur (= dchet larrt de la filire) domine les dchets cumuls

pendant les sicles prcdents (Pu !) Dchets sans transm.

Dchets avec transm.


Mais ce nest pas si simple

Gestion ncessaire de la fin de vie du parc


Scnarios de fin de vie

Recyclage en SFR-CAPRA du plutonium avec transmutation des actinides mineurs

RECYCLAGE PU + TRANSMUTATION DES AM

Rduction significative Pu+AM (90% de

inventaire)

1 2 sicles de transmutation ! 0

200

400

600

800

1000

1200

1400

1600

2010 2060 2110 2160 2210 2260 2310 2360 2410Anne

Inve

nta

ire

en

Pu

et A

M (t

onnes)

Pu - avec CAPRA Pu - sans CAPRAAM - avec CAPRA AM - sans CAPRAPu + AM - avec CAPRA Pu + AM - sans CAPRA

Inventaire Pu+AM :

- 1260 t (- 93%)

Recyclage du Pu en RNR

Transmutation des AM en RNR

Phase out : incinration du Pu et des AM

pendant environ 2 sicles

La transmutation est un processus long !


Transmutation: LA solution ?

on ne sait pas TOUT transmuter

On ne transmutera QUE les dchets produits partir de 2040

(fin de vie de lusine de La Hague)

la transmutation est un processus lent

fin de jeu (arrt du nuclaire) : combustible us = dchet

radiotoxicit des dchets transmuts


Pour conclure

Gestion des dchets nuclaires:

Solution de rfrence: stockage gologique profond rversible

Dveloppement du nuclaire: transmutation des AM raliste (neutrons rapides)

Rduction de la taille des sites de stockage

Faible dveloppement du nuclaire: transmutation si volont politique forte car

Sites de stockage suffisants

Recours technologies complexes et non comptitives

Au CNRS, la R&D sur le nuclaire est organise travers le dfi NEEDS

Nuclaire, Energie, Environnement, Dchets et Socit

Plus on fera de nuclaire

Moins on fera de dchets vie longue !


Pour en savoir plus

Quelques sites web ne pas manquer

Autorit de Suret Nuclaire : http://www.asn.gouv.fr

ANDRA : http://www.andra.fr

http://www.dechets-radioactifs.com

AREVA et La Hague : http://www.areva.com

CEA: http://www.cea.fr/

Clefs CEA : No 45, 46, 48 et 53

CNRS programme NEEDS : http://www.cnrs.fr/mi/spip.php?article19

http://sfpnet.fr/index.php?page=tpage&id=25 dbats - lnergie au XXIme

sicle nergie nuclaire
http://www.asn.gouv.fr/http://www.andra.fr/http://www.andra.fr/http://www.dechets-radioactifs.com/http://www.dechets-radioactifs.com/http://www.dechets-radioactifs.com/http://www.areva.com/http://www.areva.com/http://www.cea.fr/http://www.cnrs.fr/mi/spip.php?article19http://www.cnrs.fr/mi/spip.php?article19http://sfpnet.fr/index.php?page=tpage&id=25http://sfpnet.fr/index.php?page=tpage&id=25

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