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1. WO2005001849 - PROCEDE DE PRISE EN CHARGE DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE EPUISE

Numéro de publication WO/2005/001849
Date de publication 06.01.2005
N° de la demande internationale PCT/RU2003/000283
Date du dépôt international 27.06.2003
CIB
G21C 19/44 2006.01
GPHYSIQUE
21PHYSIQUE NUCLÉAIRE; TECHNIQUE NUCLÉAIRE
CRÉACTEURS NUCLÉAIRES
19Dispositions pour le traitement, pour la manipulation, ou pour faciliter la manipulation, du combustible ou d'autres matériaux utilisés à l'intérieur du réacteur, p.ex. à l'intérieur de l'enceinte sous pression
42Retraitement des combustibles irradiés
44des combustibles solides irradiés
G21F 9/30 2006.01
GPHYSIQUE
21PHYSIQUE NUCLÉAIRE; TECHNIQUE NUCLÉAIRE
FPROTECTION CONTRE LES RAYONS X, LES RAYONS GAMMA, LES RADIATIONS CORPUSCULAIRES OU LE BOMBARDEMENT PAR DES PARTICULES; TRAITEMENT DES MATÉRIAUX CONTAMINÉS PAR LA RADIOACTIVITÉ; DISPOSITIONS POUR LA DÉCONTAMINATION
9Traitement des matériaux contaminés par la radioactivité; Dispositions à cet effet pour la décontamination
28Traitement des solides
30Traitements
CPC
G21C 19/44
GPHYSICS
21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
CNUCLEAR REACTORS
19Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
42Reprocessing of irradiated fuel
44of irradiated solid fuel
G21F 9/30
GPHYSICS
21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
9Treating radioactively contaminated material; Decontamination arrangements therefor
28Treating solids
30Processing
Y02W 30/882
YSECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
WCLIMATE CHANGE MITIGATION TECHNOLOGIES RELATED TO WASTEWATER TREATMENT OR WASTE MANAGEMENT
30Technologies for solid waste management
50Reuse, recycling or recovery technologies
88Nuclear fuel reprocessing
882Reprocessing of irradiated solid fuel
Déposants
  • EREMEEV, Petr Igorevich [RU/RU]; RU (AllExceptUS)
  • EREMEEV, Igor Petrovich [RU/RU]; RU
Inventeurs
  • EREMEEV, Igor Petrovich; RU
Données relatives à la priorité
Langue de publication russe (RU)
Langue de dépôt russe (RU)
États désignés
Titre
(EN) METHOD FOR HANDLING SPENT NUCLEAR FUEL
(FR) PROCEDE DE PRISE EN CHARGE DU COMBUSTIBLE NUCLEAIRE EPUISE
Abrégé
(EN)
Actually, at the end stage of an APS fuel cycle a spent nuclear fuel (SNF) is processed in such a way that high-level wastes are produced. Modern state of art does not guarantee against radionuclides proliferation. The main danger results from Sr-90, Cs-37 and from transuranium actinides. The aim of said invention is to use the main components of the SNF radiochemical processing in the form of a raw material and to develop on said basis an APS closed fuel cycle, which is blocked against more dangerous radionuclides and Pu. The inventive method consists in transmuting Sr-90 and Cs-37 into stable isotopes by means of photonuclear reactions which are produced by gyrosynchrotron $g(g) radiation, using the thus produced photoneutrons for actinide fission and reproducing fissionable nucleuses in spent U. It is proved that in case of such approach, a breeding ratio can be equal to 1, a transmutation and breeding speed is equal to a fuel-burning up rate in the APS reactors and the occurred fuel consumption is compensated by an actinide nucleus fission energy. In such a way, the radioactivity of stored APS wastes can be reduced by 5 orders of magnitude, the U circulation in the fuel can be increased by 30 times and fissionable fuel can be bred without using Pu. The transmutation of Sr-90, Cs-137 and actinides elimination on the end stage of the fuel cycle results in a saving which is supplemented by a bred fuel cost. When breeding ratio is equal to 1, the sum of said economy and bred fuel cost can be greater than an operating coast, thereby making said method for spent fuel processing advantageous.
(FR)
Actuellement, à l'étape finale du cycle de combustible d'une centrale nucléaire, le combustible nucléaire épuisé est soumis à un retraitement, au cours duquel les déchets hautement radioactifs et le plutonium sont isolés. Les procédés actuels n'offrent pas de garantie contre la dissémination des radionucléides. Les substances les plus dangereuses sont Sr-90, Cs-37 et les actinides transuraniens. Le but de l'invention est d'utiliser les principaux composants du retraitement radiochimique du combustible épuisé comme matière première, et de générer à partir desdits composants un cycle de combustible fermé dans une centrale nucléaire, qui bloque les radionucléides les plus dangereux et le plutonium. A cette fin, le procédé selon l'invention consiste à transmuter Sr-90 et Cs-37 en isotopes stables par l'intermédiaire de réactions photonucléaires, lesquelles sont produites par un rayonnement de freinage magnétique $g(g), et à utiliser les photoneutrons ainsi formés pour provoquer la fission des actinides et régénérer les noyaux fissiles dans l'uranium épuisé. Il a été démontré qu'une telle approche permet d'obtenir un coefficient de régénération égal à 1, une vitesse de transmutation et de régénération égale à la vitesse de combustion du combustible dans les réacteurs nucléaires, et une compensation, par l'énergie de fission des noyaux des actinides, des pertes d'énergie occasionnées. Grâce à cette technique, la radioactivité des déchets nucléaires stockés peut être réduite de 5 unités, la circulation de l'uranium dans le cycle de combustible peut être multipliée par 30, et le combustible fissile peut être régénéré sans utiliser de plutonium. La transmutation de Sr-90 et de Cs-37 et l'élimination des actinides à l'étape finale du cycle de combustible représentent une économie à laquelle vient s'ajouter la valeur du combustible régénéré. Lorsque le coefficient de régénération est égal à 1, la somme de ladite économie et de la valeur du combustible régénéré peut sensiblement dépasser les dépenses d'exploitation. De cette façon, les qualité écologiques du procédé selon l'invention assurent la rentabilité du retraitement du combustible épuisé.
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