On présente le résumé d'une activité de recherche financiée par la SOcieté italienne de Gestion des Installations Nucléaires, SO.G.I.N., et le Commissariat Français à l'énergie Atomique, CEA. L'activitè experimentale a été entreprise sous la forme d'un stage de recherche dans les laboratoires du CEA Cadarache, et a été consacrée aux techniques de gestion des déchets graphite qui seront produits par le démantèlement des réacteurs de la filière Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG). Les réacteurs UNGG ont été conçus pour fonctionner avec l'uranium naturel, ce qui a permis, dès les années 50, d'éviter l'enrichissement du combustible en isotope U235. Ces réacteurs emploient le graphite comme modérateur pour des exigences d'économie neutronique. Un coeur de réacteur UNGG est composé d'environ 1500 à 3000 tonnes de graphite, selon la puissance du réacteur. Le total des 125 réacteurs et piles graphite existant dans le monde constituent un stock d'environ 230.000 tonnes de graphite irradié, dont les apports les plus importants sont ceux des 81000 tonnes anglaises, 55000 américaines, 50000 russes et 23000 françaises. On s'aperçoit que la quantité des déchets graphite est très importante, en comparaison du volume total des déchets produits pendant l'exploitation des réacteurs UNGG, ce qui implique une stratégie de traitement optimisée du point de vue économique et de la sûreté. Typiquement, on est en train d'étudier la faisabilité technique et les implications radiologiques des solutions suivantes: stockage direct après mise en conteneur stockage des cendres après incinération et conditionnement filtration des gaz produits par la combustion stockage après traitement chimique, imprégnation et mise en conteneur Pour les options de stockage, les axes de recherche suivants sont à l'étude: entreposage de surface stockage en sub-surface stockage en profondeur, ou sous marin (En réalité, les pays Européens ont légiféré pour que le stockage sous marin soit interdit) Parallèlement, on voit grandir de nouveau l'intérêt sur le graphite, dans le cadre des études liées à la filière des réacteurs à haute température HTR. Il est ainsi nécessaire d'utiliser le retour d'expérience des études menées dans le cas de la filière UNGG, non seulement pour mettre au point une politique de gestion des déchets graphite aux plus haut niveaux de sûreté, mais aussi pour améliorer les procédés de fabrication des éléments en graphite des réacteurs du futur, en contrôlant la présence d'impuretés qui vont former des produits d'activation sous irradiation.
Etude pour le stockage des déchets graphite
MORELLI, PIERO
2004
Abstract
On présente le résumé d'une activité de recherche financiée par la SOcieté italienne de Gestion des Installations Nucléaires, SO.G.I.N., et le Commissariat Français à l'énergie Atomique, CEA. L'activitè experimentale a été entreprise sous la forme d'un stage de recherche dans les laboratoires du CEA Cadarache, et a été consacrée aux techniques de gestion des déchets graphite qui seront produits par le démantèlement des réacteurs de la filière Uranium Naturel Graphite Gaz (UNGG). Les réacteurs UNGG ont été conçus pour fonctionner avec l'uranium naturel, ce qui a permis, dès les années 50, d'éviter l'enrichissement du combustible en isotope U235. Ces réacteurs emploient le graphite comme modérateur pour des exigences d'économie neutronique. Un coeur de réacteur UNGG est composé d'environ 1500 à 3000 tonnes de graphite, selon la puissance du réacteur. Le total des 125 réacteurs et piles graphite existant dans le monde constituent un stock d'environ 230.000 tonnes de graphite irradié, dont les apports les plus importants sont ceux des 81000 tonnes anglaises, 55000 américaines, 50000 russes et 23000 françaises. On s'aperçoit que la quantité des déchets graphite est très importante, en comparaison du volume total des déchets produits pendant l'exploitation des réacteurs UNGG, ce qui implique une stratégie de traitement optimisée du point de vue économique et de la sûreté. Typiquement, on est en train d'étudier la faisabilité technique et les implications radiologiques des solutions suivantes: stockage direct après mise en conteneur stockage des cendres après incinération et conditionnement filtration des gaz produits par la combustion stockage après traitement chimique, imprégnation et mise en conteneur Pour les options de stockage, les axes de recherche suivants sont à l'étude: entreposage de surface stockage en sub-surface stockage en profondeur, ou sous marin (En réalité, les pays Européens ont légiféré pour que le stockage sous marin soit interdit) Parallèlement, on voit grandir de nouveau l'intérêt sur le graphite, dans le cadre des études liées à la filière des réacteurs à haute température HTR. Il est ainsi nécessaire d'utiliser le retour d'expérience des études menées dans le cas de la filière UNGG, non seulement pour mettre au point une politique de gestion des déchets graphite aux plus haut niveaux de sûreté, mais aussi pour améliorer les procédés de fabrication des éléments en graphite des réacteurs du futur, en contrôlant la présence d'impuretés qui vont former des produits d'activation sous irradiation.I documenti in IRIS sono protetti da copyright e tutti i diritti sono riservati, salvo diversa indicazione.
