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TRANSCRIPT
-
.
LE CYCLE DU COMBUSTIBLE (UOX et MOX)
DANS LE PARC FRANCAIS
Bernard BOULLIS
Journées SFPLe Creusot, 21-23 septembre 2016
1- Le parc français actuel et son cycle
2- L’apport de réacteurs à neutrons rapides
- la gestion du plutonium
- la transmutation des actinides mineurs
3- Quels enjeux sur les technologies de recyclage?
-
0
10
20
30
40
50
60
70
1970 1980 1990 2000 2010 2020 2030 2040 2050
900
1300
N4
Total
Cap
acité
inst
allé
e (G
we)
La Hague
MELOX
58 LWR24 autorisés MOX
4 Autorisés REU
1500 MW
LE PARC NUCLEAIRE FRANÇAIS
-
Fabricationdu combustible
Enrichissementde l’uranium
Activités minièreset raffinage
UOXusé1000 t
(UOX 1000t)
Conversionde l’uranium
Uranium appauvri
7000t
REP
U naturel8000 t
Uranium : 94%
Produits de fission : 5%
« Transuraniens » : 1%(Plutonium, actinides mineurs 0.1%)
1
H 2
He 3 Li
4 Be
5 B
6 C
7 N
8 O
9 F
10 Ne
11 Na
12 Mg
13 Al
14 Si
15 P
16 S
17 Cl
18 A
19 K
20 Ca
21 Sc
22 Ti
23 V
24 Cr
25 Mn
26 Fe
27 Co
28 Ni
29 Cu
30 Zn
31 Ga
32 Ge
33 As
34 Se
35 Br
36 Kr
37 Rb
38 Sr
39 Y
40 Zr
41 Nb
42 Mo
43 Tc
44 Ru
45 Rh
46 Pd
47 Ag
48 Cd
49 In
50 Sn
51 Sb
52 Te
53 I
54 Xe
55 Cs
56 Ba
Ln 72 Hf
73 Ta
74 W
75 Re
76 Os
77 Ir
78 Pt
79 Au
80 Hg
81 Tl
82 Pb
83 Bi
84 Po
85 At
86 Rn
87 Fr
88 Ra
An 104 Rf
105 Db
106 Sg
107 Bh
108 Hs
109 Mt
110 Uun
LANTHANIDES 57 La
58 Ce
59 Pr
60 Nd
61 Pm
62 Sm
63 Eu
64 Gd
65 Tb
66 Dy
67 Ho
68 Er
69 Tm
70 Yb
71 Lu
ACTINIDES 89 Ac
90 Th
91 Pa
92 U
93 Np
94 Pu
95 Am
96 Cm
97 Bk
98 Cf
99 Es
100 Fm
101 Md
102 No
103 Lr
TRANSURANIICS ACTIVATION PRODUCTS FISSION PRODUCTS FISSION AND ACTIVATION PRODUCTS
Le cycle des matières dans le parc français(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
-
Fabricationdu combustible
Enrichissementde l’uranium
Activités minièreset raffinage
RETRAITEMENT
DECHETSPF et
actinidesMineurs
50 t
UOXusé1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 940 t
MOX usés120t
Conversionde l’uranium
URT appauvri
860t
Uranium appauvri
7000t
URE usés80t
REP(URE 80t)
U naturel8000 t
Le cycle des matières dans le parc français(flux annuels indicatifs pour #400 TWh/an)
-
PF, AM
U, PuExtractantsélectif
,ajustage redox,complexation..
TBP 2 ,)NO(UOTBP 2NO 2UO 23232
2 ⇔++−+
solution
U, Pu, PFs, AMs
coques
UOX usé HNO3TBP
PFs,
MAs
U
Pu
DISSOLUTION EXTRACTION
LE TRAITEMENT DU COMBUSTIBLE USE
-
LES DECHETS NUCLEAIRES
VERRESCOQUES
TECHNOLOGIQUES
150 litres, PF #15%, #2KW,>15 000 TBq
10-15 conteneurs/réacteur/an
-
LE RECYCLAGE EN FRANCE
> 30 000 tonnes UOX
# 2300 tonnes MOX
MOX :#70 tonnes traitées)0
5000
10000
15000
20000
25000
30000
1976 1981 1986 1991 1996 2001 2006 2011
1971 1980 1989 1998 2004 2012
MOXURE
0
2000
4000
6000
8000
10000
12000
14000Assemblies
UP3
UP2
MELOX
LA HAGUE
ROMANS
-
• UOX usé : 2013 : 12000 t (# stabilisé)
• MOX usé: 2013: 1500 tonnes ( + 120 t/an)
2035 : 4000tonnes ( # 250t Pu)
• URE usé :2013 :420 t
2035 :1800 t
U appauvri Pu URT
2013 290 000 t 50t 25 000 t
2035 450 000 t 50t 25 000t
INVENTAIRE NATIONAL (ANDRA, 2015)
-
MULTI RECYCLER LE PLUTONIUM
0.000.100.20
0.300.400.500.600.70
0.800.901.00
U235
U238
Np23
7Pu
238
Pu23
9Pu
240
Pu24
1Pu
242
Am24
1Am
243
Cm24
4
Fis
sion
/Abs
orpt
ion
PWR
SFR
[R. Hill, ANL, 2007]
isotope Pu issu de UOX Pu issu de MOX
238 2.48 3.8
239 53.3 39.9
240 24.8 31.1
241 12.1 13.4
242 7.3 11.8
évolution Pu en REP(BU~45 GWj/t)
- La qualité isotopique du plutonium est « dégradée » au fil des recyclages en REP;
- Cela peut être compensé par un accroissement de la teneur en Pu dans le MOX;
- Mais la teneur en Pu dans le MOX ne peut dépasser de l’ordre de 12% (« effet de vidange » isotopes pairs)
-
| PAGE 10
MULTI-RECYCLAGE PU: L’ APPORT DES RNR
0,0%
0,5%
1,0%
1,5%
2,0%
2,5%
3,0%
3,5%
4,0%
4,5%
2020 2040 2060 2080
Pu2
38
Pu UOX 2020
Pu 100% MOX8,7
30%
35%
40%
45%
50%
55%
60%
65%
2020 2040 2060 2080
Pu2
39
Pu UOX 2020
Pu 100% MOX8,7
20%
22%
24%
26%
28%
30%
32%
34%
36%
2020 2040 2060 2080
Pu2
40
Pu UOX 2020
Pu 100% MOX8,7
0%1%2%3%4%5%6%7%8%9%
10%
2020 2040 2060 2080
Pu2
41
Pu UOX 2020
Pu 100% MOX8,7
0%
2%
4%
6%
8%
10%
12%
14%
16%
2020 2040 2060 2080
Pu24
2
Pu UOX 2020
Pu 100% MOX8,7évolution Pu en RNR(CFV)composition d’équilibre
indépendante du vecteur Pu initial
-
COAL
OIL
GAS
URANIUM
50 Gtep
7000 Gtep
CHARBON:
420 GtepPETROLE:
230 Gtep
GAZ:
160 Gtep
Uranium utilisé dans les réacteurs à eau(réacteurs actuels)
Ressources conventionnelles identifiées(BP statistical review, 2013 and NEA, 2012)(OIL 235 Gt, COAL 860Gt, GAS 187 Tm3,URANIUM 4Mt)
Uranium et plutonium “multirecyclés”
LA VALORISATION DES RESSOURCES
-
UN PARC DE RNR ?
Fabricationdu combustible
Enrichissementde l’uranium
Activités minièreset raffinage
RETRAITEMENT
Conversionde l’uranium
Uranium appauvri
50 t
RNR
Uranium
Le multi-recyclage des matières dans un parc RNR iso-générateur
(flux annuels indicatifs à l’équilibrepour #400 TWh/an)
DECHETSPF et AM
50 t
Plutonium
-
Fabricationdu combustible
Enrichissementde l’uranium
Activités minièreset raffinage
RETRAITEMENT
Conversionde l’uranium
Uranium appauvri
50 t
RNR
Uranium
Le multi-recyclage des matières dans un parc RNR iso-générateur(flux annuels indicatifs à l’équilibrepour #400 TWh/an)
DECHETSPF et AM
50 t
UN PARC DE RNR ?
Fabricationdu combustible
Enrichissementde l’uranium
Activités minièreset raffinage
RETRAITEMENT
DECHETSPF et AM
50 t
UOX usé1000 t
(UOX 1000t)
(MOX 120t)
Plutonium 10t
Uranium (URT) 940 t
MOX usés120t
Conversionde l’uranium
URTappauvri
860 t
Uranium appauvri
7000t
UREusés80tREP
U naturel
8000 t
Plutonium
-
ETUDE DE « SCENARIOS »
OBJET : Etudes de scénarios de déploiement de systèmes RNR dans le parc français
HYPOTHESES DE TRAVAIL - production électronucléaire constante
IDENTIFICATION DE « PALIERS »
- d’ ambition croissante (proportion RNR croissante dans le parc)
| PAGE 14
A
B
C
D
-
REP
RNR1
2
3
# 60 GWe
Parc actuel
LES ETUDES DE SCÉNARIOS D’INTRODUCTION DES RNR
Etudes conjointes EDF-AREVA-CEA
étape 1: recyclage des Mox REP usés
Besoin de quelques RNR (3 GWe)
Stabilisation des stocks de Mox REP usés
étape 2: multi-recyclage de tous
les combustibles
Besoin de plus de RNR ( #20 GWe)
Stabilisation du stock dePu
étape 3:pas d’UOX
pas de besoins en uranium
naturel
Plus de RNR nécessaires
(# >40 GWe)
# T0+20T0
démonstrateurASTRID
Parc de la prochaine
Generation 3
| PAGE 15
-
| PAGE 16
CYCLE OUVERT MONO-RECYCLAGE BI-RECYCLAGE MULTIRECYCLAG E
REP REP REP-RNR(5%) RNR
FRACTION RNR (puissance installée ) 0 0 5% 100%
CONSOMMATION U NATUREL (tonnes/an) 7600 t/an 6300 t/an 5800 t/an 0
PRODUCTION U APPAUVRI (0.2%)
(tonnes/an) + 6600 t/an + 5500 t/an + 5000 t/an 0
PRODUCTION NETTE Pu (t /an) +10.5 t/an +7.4 t/an +7.1 t/an 0
PRODUCTION NETTE AM(t/an) + 2.5 t/an + 3.2 t/an + 3.1 t/an + 2.7 t/an
STOCK COMBUSTIBLES USES(tonnes/an) +960 t/an
(UOX)+160 t/an
(MOX-REP URE)+100 t/an
(MOX-RNR URE)0
RESULTATS : (1) DONNEES CARACTERISTIQUES
-
| PAGE 17
CYCLE OUVERT MONO-RECYCLAGE BI-RECYCLAGE MULTIRECYCLAGE MULTIRECYCLAGEREP REP REP-RNR(5%) RNR RNR
Transmutation Am
EMPRISE ALVEOLES HAVL (m2/TWh) (*) 490 150 170 170 20
EMPRISE POTENTIELLE COMBUSTIBLES NON RECYCLES (m2/TWh) (*) 0 180 120 0 0
EVALUATION GLOBALE EMPRISE HAVL (m2/TWh) (*) 490 330 290 170 20
RESULTATS : (2) EVALUATION EMPRISE DECHETS HAVL
Source: rapports Andra 2005 et 2012; étude CEA-Andra 2012Nouveau concept à l’étude par Andra: emprises plus élevées (de 30% à 80% selon colis)
(*) TWh du parc considéré
-
1E+1
1E+2
1E+3
1E+4
1E+5
1E+6
1E+7
1E+8
1E+9
1E+10
10 100 1000 10000 100000 1000000
Temps (années)
Inve
ntai
re r
adio
toxi
que
(Sv/
TW
he)
Total combustiblePlutoniumUraniumActinides mineursProduits de fission
1010
109
108
107
106
105
104
103
102
10
(ingestion, CIPR 72)
0102030405060708090
100110120130140150160170180190200210220230240250260270280290300310320330
100 200 300 400 500 600 700 800 900 1000
F4 - sans transmutation AM
F1g - avec transmutation AM
F1j - avec transmutation Am
Verres REP UOX
verres REP UOX/MOX
Verres RNR
Verres RNR sans AM
(Verres RNR sans Am )
« Contenu radiotoxique » combustible usé:
Prépondérance Pu,
puis AM (Am) sur 100-100000 ans
Puissance calorifique verres:
Prépondérance Am après 1 siècle
W/colis
Temps (années
SEPARER LES ACTINIDES MINEURS ?
-
STOCKAGE DES VERRES
1mSv/an
1µSv/an
DO
SE
MA
XIM
UM
(Sv)
100 000 1 M années
(ANDRA, « RAPPORT ARGILE », 2005)
TEMPS (années)
#1 µm en 1000 ans
-
L’EMPRISE DU STOCKAGE GEOLOGIQUE
Stockage direct CU Stockage verres Stockage verres sans Am
1/3
1/8
-
- développement d’étapes complémentaires de traitement(séparer AM des PF (des Ln) , séparer AM entre eux, gérer AM avec U ou Pu…)
.
- de nouvelles molécules extractantes , sélectives et résistantes(large cadre cooperatif, une recherche foisonnante)
.
- des procédés mettant en œuvre ces nouveaux extractants.
[SANEX] :Am et Cm en aval PUREX
[GANEX] : U, puis tous TRU groupés
[EXAm ] : Am seulement en aval PUREX
- testés dans ATALANTE sur combustibles réels
.
SÉPARER LES ACTINIDES MINEURS
Am
-
APM
Atelier de retraitement en cours d’assainissement
PHENIX
LA TRANSMUTATION DES ACTINIDES MINEURS
20-24
21-23
19-23
18-20
19-17 23-21
23-17
21-17
17-16 22-2120-1918-17
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17-20
22-1920-17
18-1816-16 21-21
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19-1917-17 22-22
19-21
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17-23
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15-16
14-17
13-18
12-19
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10-21
09-22
08-23
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19-12
20-11
21-10
22-09
23-08
22-08
21-08
20-08
20-07
08-22
08-21
08-20
07-20
09-19
10-18
11-17
12-16
13-15
14-14
15-13
16-12
17-11
18-10
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20-09
19-10
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24-08
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08-26
15-25
15-24 16-25
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26-1625-15
26-15
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23-14
21-15
22-14
21-14
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19-16
20-14
19-15
18-16
08-19
19-08
15-17
15-18
14-18
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13-19
13-20
13-21
12-21
12-20
13-22
12-22 13-23
12-23 13-24
12-24 13-25
12-25
12-26
13-26
12-27
13-27
12-28
14-27
13-28
15-27
14-28
16-27
15-28
17-27
16-28
17-28
18-27
18-28
19-27
20-27
19-28
20-28
21-26
21-27
22-25
22-26
23-24
23-25
24-24
24-23
25-22
25-23
26-21
26-22
27-20
27-21
27-19 28-20
28-1927-18
28-1827-17
28-17
28-16
27-16
27-15
28-1527-14
28-1427-13
20-20
28-13
28-12
26-13
27-12
25-13
26-12
24-13
25-12
23-13
24-12
22-13
23-12
21-13
22-12
20-13
21-12
20-12
19-14
19-13
18-15
18-14
17-15
18-23
21-22
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08-27
15-15
14-15
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24-25
25-24
25-25
28-21
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30-20
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26-10
27-10 28-11
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20-10
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24-09
25-09
26-09
27-09
28-09
21-07
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23-07
24-07
25-07
26-07
27-07
28-07
29-07
30-07 31-08
29-10
31-09
31-10
07-21
31-11
07-22
31-12
07-23
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31-15
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31-16
07-27
31-17
07-28
31-18
07-29
08-28
08-29
09-28
09-30
30-09
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28-08
29-08
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10-17
11-16
12-15
15-12
16-11
17-10
18-09
14-16
13-16
13-17
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12-18
11-18
11-23
11-19
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Am241
Am241
PF
Pu
autres AM
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fissions
captures
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Am243
PF
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40%
50%
60%
70%
80%
90%
100%
initial final
captures
fissions
Am
241
Am
243
(estimations après 5 années
en cœur RNR)
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- efficacité économique des opérations( simplification des procédés ,compacité)
- fiabilité et disponibilité (alimentation des réacteurs) ;- flexibilité (parc à diverses composantes)- sûreté et sécurité (dont résistance/prolifération);
- limitation de l’empreinte environnementale (rejets)
ADAPTER, MAIS AUSSI AMELIORER LES TECHNOLOGIES
-
LES PROCEDES PYROCHIMIQUES ?
pour les combustibles métalliques
- pour les combustibles oxydes ?
- des technologies diverses
ElectrodepositionCathode Anode
DepositSalt
Metal
PrecipitationGas/other
Precipitate
SaltMetal
OxidizingBack-extraction
reductive extraction
Extraction
RN+PF
Salt or Metal+ RN
Pure salt or metal
Distillation Volatilization
Salt+RN
VolatileFluorides
F2
-
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LE CŒUR D’ASTRID
~ 300 assemblages (CFV-V4) ~ 65 000 aiguilles
~ 4 700 000 pastilles
~ 25 t pastilles UPuO 2, 15 t pastilles UO 21 cœur ~ 5 tonnes de Pu
-
AFC
LH
AFC
Phase 1 Phase 2
Atelier intégré de traitement-recyclage
UN PILOTE INTEGRE DE TRAITEMENT-FABRICATION ?
-
EN CONCLUSION …
- des systèmes nucléaires durables: des systèmes qui recyclent,au sein de réacteurs aptes à tirer le meilleur parti des matières
- Le MOX: des possibilités d’évolution importante,de MOX-REP vers MOX-RNRadaptés à une démarche progressive
- Technologies actuelles: solide base pour adaptations et améliorations
- Autres technologies si autres combustibles ?(autres besoins ?)
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