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Retraitement du combustible nucléaire

Retraitement du combustible nucléaire. isotopes. kg. période (ans). éléments. kg. U. 955. Y + lanthanides. 10. 238 Pu. 0,17. 86. gaz rares. 5. 239 Pu. 5,72. 24 400. alcalins. 4. 240 Pu. 2,21. 6 600. Zr. 4. 237 Np. 0,42. 2 140 000. Ru, Rh, Pd. 4. 241 Am. 0,22. 432.

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Retraitement du combustible nucléaire

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Presentation Transcript

  1. Retraitement du combustible nucléaire

  2. isotopes kg période (ans) éléments kg U 955 Y + lanthanides 10 238Pu 0,17 86 gaz rares 5 239Pu 5,72 24 400 alcalins 4 240Pu 2,21 6 600 Zr 4 237Np 0,42 2 140 000 Ru, Rh, Pd 4 241Am 0,22 432 Mo 3 243Am 0,10 7 380 alcalino-terreux 2 245Cm 0,001 8 532 99Tc 0,8 Transformations du combustible dans un réacteur Produits de fissions et actinides obtenus par t d'U Jean-Louis Vignes 24-25 mars 2009

  3. Activité du combustible usé Jean-Louis Vignes 24-25 mars 2009

  4. Retraitement du combustible usé - Voie française - Autres voies - Situation actuelle - Retraitement à l'usine de La Hague : récupération de 80 % de U et Pu - Recyclage de Pu dans le combustible MOX - Entreposage du combustible non traité, du MOX usé - Vitrification des produits de fission et actinides mineurs - Entreposage des déchets en attente d'une solution Jean-Louis Vignes 24-25 mars 2009

  5. Retraitement du combustible usé Procédé Purex - Réalisé à l'usine de La Hague - Avant traitement : 1 an de piscine à la centrale, 2 ans à La Hague - Dissolution du combustible dans HNO3 concentré Document Areva - Extraction sélective de U et Pu par le TBP - Déextraction réductrice : seul U est extrait - U est sous forme de nitrate d'uranyle - Pu sous forme d'oxalate transformé en oxyde PuO2 Jean-Louis Vignes 24-25 mars 2009

  6. Retraitement du combustible usé Documents Areva Jean-Louis Vignes 24-25 mars 2009

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