LE CYCLE DU COMBUSTIBLE (UOX et MOX) DANS LE PARC … · UP2 MELOX LA HAGUE ROMANS • UOX usé:...

.

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)




RETRAITEMENT

DECHETSPF et

actinidesMineurs

50 t

UOXusé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 940 t

MOX usés120t


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 ?




RETRAITEMENT


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




RETRAITEMENT


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 ?




RETRAITEMENT

DECHETSPF et AM

50 t

UOX usé1000 t

(UOX 1000t)

(MOX 120t)

Plutonium 10t

Uranium (URT) 940 t

MOX usés120t


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

19-22

19-2017-18

17-20

22-1920-17

18-1816-16 21-21

21-19

20-22

21-20

20-23

20-21

18-21

23-18

23-2021-18

19-1917-17 22-22

19-21

22-18

22-2020-18

18-1916-17

17-23

17-22

18-22

17-19

16-20

16-21

16-22

16-23

16-24

17-24

18-24

19-24

20-16

21-16

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23-16

24-16

24-17

24-18

24-19

24-20

15-16

14-17

13-18

12-19

11-20

10-21

09-22

08-23

16-15

17-14

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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

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14-14

15-13

16-12

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20-09

19-10

21-09

24-08

25-08

26-08

08-24

08-25

08-26

15-25

15-24 16-25

17-25

18-25

19-25

15-23

15-22

15-21

15-20

16-19

16-18

15-19

14-20

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14-22

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14-24

14-25

14-26

15-26

16-26

17-26

18-26

20-25

19-26

21-24

22-23

23-22

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21-25

22-24

23-23

24-22

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25-21

25-20

26-2025-19

26-1925-18

26-1825-17

26-1725-16

26-1625-15

26-15

26-14

24-15

25-14

23-15

24-14

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21-15

22-14

21-14

20-15

19-16

20-14

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18-16

08-19

19-08

15-17

15-18

14-18

14-19

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

23-19

22-17

19-18

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08-27

15-15

14-15

15-14

13-14

14-13

24-25

25-24

25-25

28-21

28-22

17-13

30-20

17-12

19-11

22-10

23-10

24-10

25-10

26-10

27-10 28-11

30-10

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30-16

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08-30

07-31

27-11

28-10

29-09

30-08

31-07

19-31

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20-10

23-09

24-09

25-09

26-09

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21-07

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30-07 31-08

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07-29

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08-29

09-28

09-30

30-09

27-08

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14-16

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10-20 11-21

11-22

10-22

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11-24

10-24

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11-25

11-2610-25

09-25

09-26

09-27

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10-26

11-28

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10-30

11-30

19-30

21-29

22-27

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Am241

Am241

PF

Pu

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initial final

fissions

captures

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Am243

PF

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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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LE CYCLE DU COMBUSTIBLE (UOX et MOX) DANS LE PARC … · UP2 MELOX LA HAGUE ROMANS • UOX usé:...

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