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Comptes Rendus Physique
Volume 15, n° 6
pages 481-508 (juin 2014)
Doi : 10.1016/j.crhy.2014.04.003
Contrôler et limiter la dispersion des produits radioactifs des centrales électronucléaires en cas d'accident
The ability to control and limit the dispersion of radioactive material during a nuclear accident
 

Robert Dautray , Jacques Friedel, Yves Bréchet
 Académie des sciences, 23, quai de Conti, 75006 Paris, France 

Résumé

Nous examinons le rôle des différences physiques, chimiques et physicochimiques entre les conséquences des accidents de centrales électronucléaires – désignées EN dans la suite – et les accidents majeurs des grands équipements technologiques à hauts risques (extraction, raffinerie et transport du pétrole, grande chimie, lancer de navette spatiale, aviation, mines, chemin de fer à grande vitesse, etc.) afin de pouvoir borner dans l'espace et dans le temps, leurs graves conséquences sur les sociétés humaines, voisines ou non. Nous identifions les substances contenant des noyaux radioactifs dangereux lors de ces accidents nucléaires majeurs des centrales EN et cherchons à diminuer et contrôler les causes de leur diffusion dans l'atmosphère, les sols, les eaux continentales et maritimes. Nous proposons des voies de recherche scientifique conduisant à des solutions pour ce faire, et en particulier :

A.
diminuer, autant que faire se peut, les durées d'irradiation des combustibles nucléaires, et après leur sortie du cœur du réacteur, en extraire les noyaux radioactifs litigieux ;
B.
concevoir des réacteurs de puissance dont les combustibles nucléaires seraient des liquides qui se verraient fréquemment (et même continuellement) soutirés du cœur du réacteur. Les corps radioactifs litigieux seraient alors extraits par voie chimique et le fluide combustible purifié renvoyé dans le cœur ;
C.
séparer, plus radicalement, le circuit du fluide combustible et le circuit du fluide caloporteur, ce dernier pouvant alors ne plus être radioactif, ce qui simplifie considérablement sa conception, son fonctionnement et son démantèlement ;
D.
utiliser un combustible de numéro atomique plus petit que celui de l'uranium ou du plutonium, comme le thorium. Les cycles de combustibles des actinides à numéros atomiques Z (nombre de protons) et A (nombre de nucléons) élevés conduisent, par captures successives de neutrons, à des noyaux pair–pair sujets aux fissions spontanées, donc à des émissions de neutrons lors de ces fissions, même quand la réaction nucléaire en chaîne est arrêtée. Les émissions de neutrons sont un des dangers majeurs et exigent des installations de radioprotection difficiles à réaliser. Une voie de perfectionnement des concepts A, B, C est de partir d'un combustible de numéro atomique plus petit que celui de l'uranium ou du plutonium, comme le thorium. Cela constitue le concept D étudié ici.
Il se trouve qu'une partie substantielle de ces quatre voies de recherche a été étudiée dans d'autres contextes, depuis un demi-siècle. Ce qui peut en être utilisé ici est précisé, avec les prolongements de recherche nécessaires.

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Abstract

We examine the role of physical, chemical and physicochemical differences between the consequences of accidents occurring in high-risk technologies (oil extraction, refinery and transport, big chemistry process, space shuttle flying start, airplane, underground mining, high velocity train transportation, etc.) and the major radioactive major accidents in nuclear power plants (NPP) from the viewpoint of their sequels, confined or not confined, in space and time, and then, their serious impact on human societies, neighboring or not. We identify chemical (as volatile species, noble gases, etc.), physical bodies (as aerosols, etc.) containing radioactive nuclei released in these accidents and seek to control and reduce the causes of their diffusion in the atmosphere, migrations in soils and land, transfer in inland waters and oceans. We propose ways of scientific research leading to solutions with a view to get an improved control of these radioactive substances, and in particular:

A.
reducing as much as possible the irradiation duration by removing the fuel elements from the nuclear core of the NPP reactor and extracting all culprit radioactive nuclei;
B.
designing power reactors using liquid fuels that can be frequently or even continuously removed from the core of the reactor. The disputed radioactive substances can, then, be extracted by chemical processes. The purified nuclear fuel fluid may then be returned to the core;
C.
to separate, in a more radical manner, the circuits of the nuclear fuel and that of the cooling fluid, in order to decrease strongly the radioactive phenomena in the latter, easing its design, operation, maintenance and dismantling;
D.
using a fuel of lower atomic number than uranium or plutonium, as thorium. The use in the present-time fuel cycle of actinides with high atomic numbers Z (number of protons) and A (number of nucleons) leads, by successive neutron captures, to very high Z and A pair–pair nuclei (as americium and curium) subject to spontaneous fissions, then emitting neutrons of fission, even when the nuclear chain reaction is stopped. Neutron emissions are a major hazard if their mass production oversizes the laboratory level. It poses difficult, complicated scientific problems for human radioprotection. A way to improve concepts further than A, B, and C consists in using a nuclear fuel whose Z and A numbers are much smaller than those of uranium, for instance thorium. This is concept D studied here.
A substantial part of these lines of these four research routes has been already studied in other contexts, during the last half-century. What can be used is specified here, with the necessary extensions to the fields of physics, chemistry, and physical chemistry.

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Mots-clés : Énergie nucléaire, Sécurité, Produits de fission, Plutonium, Américium

Keywords : Nuclear power, Safety, Fission products, Plutonium, Americium


1  Voir [1–4, br020 br030 br1230, br030 br1230, [4]].
2  Voir les références [[5], [6], [7], [8], [9]].
3  Noté « TMI ». Voir la référence [[10]].
4  Voir Annexe A. § 1 et les références [[11]].
5  Cette énergie est dégagée dans le milieu entourant les PF par ralentissement des rayonnements émis par ces PF dans la matière qui les environne.
6  Voir [[12]].
7  Nous appelons « environnement » d'une centrale électronucléaire (que nous notons EN) les écosystèmes, terrestres, marins, atmosphérique susceptibles d'être atteints par des rejets de la centrale EN.
8  Voir Annexe A et les références [[5], [6], [7], [8], [9]].
9  Voir en Annexe A et les références [[13], [14], [15], [16], [17], [18]].
10  Voir Annexe A et les références [[19], [20]].
11  Dans le cycle du combustible des centrales EN existant aujourd'hui, deux à trois ans est la durée entre un chargement d'élément combustible et son déchargement afin de tirer le maximum d'énergie de chaque élément. Dans les futurs concepts de centrales nucléaires, cette durée sera augmentée, afin d'extraire le maximum d'énergie du combustible pendant qu'il demeure dans le cœur du réacteur de la centrale EN. L'ordre de grandeur de la création de produits de fission par an et par gigawatt électrique est d'environ une tonne de PF (voir page 86 de [[21]]), soit environ 50 à 60 tonnes par an pour le parc électronucléaire français, soit 3 à 4 tonnes de césium 137.
12  Des fuites éventuelles à travers de fissures dans les gaines peuvent advenir, restant au niveau d'incident d'exploitation sans gravité.
13  Les produits de fission proviennent non seulement de la fission de l'uranium 235, mais aussi des fissions par la partie rapide du spectre des neutrons de l'isotope 238 de l'uranium. Une faible proportion de fissions a lieu dans les isotopes du plutonium et des actinides mineurs.
14  Parmi les espèces chimiques présentes à l'état gazeux dans les combustibles irradiés, citons, outre les xénon, krypton, etc., les produits de fission volatils – voir leur liste et propriétés en Annexe A –, l'hélium dû aux émissions α, le tritium dû aux fissions ternaires et divers composés volatils dus à une chimie compliquée.
15  Voir le document 60, page 247 de [[21]].
16  Le lecteur peut consulter les résultats détaillés de mesures des retombées de plutonium et autres actinides dans le cas de l'accident de Tchernobyl, en Annexe A, § 1, avec leurs références.
17  Formation de poudre, de grains, d'aérosols à partir des composés des actinides.
18  Voir le § 9-4-2 de la référence [[23]] pour l'uranium, le § 11-1 pour le plutonium et le § 12-4 pour l'américium.
19  Voir le détail des phénomènes en Annexe A, § 1.
20  Voir des éléments de cette chimie dans [[24]].
21  Irradiation par les neutrons, par les rayons gammas [[123]].
22  Voir [[25], [26], [124]].
23  Voir [[27]].
24  Voir [[28]] et [[29]].
25  Il y aura des actinides de vie courte comme le neptunium 239 et des isotopes du curium.
26  Ces centres de production de matériaux fissiles sont situés à Hanford, Savannah River, Sellafield, Krasnoïarsk, etc.
27  Une durée d'irradiation du combustible de 45 à 90 jours est envisagée par le projet PRISM, dont le but est de détruire le stock de plutonium (il y aurait 87 tonnes de plutonium de composition isotopique civile au Royaume-Uni en attente de traitement d'après World Nuclear News ; d'autres sources citent 110 tonnes de plutonium).
28  Une expérience considérable existe quant à ce processus A, car il a été utilisé pour fabriquer du plutonium à haute teneur en isotope 239.
29  La réalisation des pompes devait permettre aux gaz nobles (xénon 133, xénon 135, krypton 85, etc.) des PF de s'échapper, ce qui est un avantage considérable par rapport aux combustibles solides, en cas d'accident.
30  Cela est analogue à la génération de tritium dans la fusion thermonucléaire par tokamak (l'injection de lithium, l'extraction de ce lithium chargé en tritium, l'extraction du tritium, la purification, la re-fabrication du tritium à injecter avec le deutérium, etc.). La réaction nucléaire souhaitée pour régénérer le tritium utilise l'isotope 6 du lithium. Il faut donc enrichir au préalable le lithium qu'on injecte dans les circuits d'un éventuel réacteur à fusion thermonucléaire. Le lithium naturel comporte 7,79% de l'isotope 6 et 92,41% de l'isotope 7. Au contraire, dans un réacteur à réaction en chaîne sur des actinides, il faut éviter ces réactions de capture, qui sont parasites. On viserait donc du lithium enrichi à 99,995%. C'est possible, car il est bien plus facile d'enrichir le lithium que l'uranium, compte tenu du rapport des masses des isotopes (voir [[30]]).
31  Le fluide caloporteur serait un fluide inerte (vis-à-vis des réactions chimiques et des réactions nucléaires), dont les caractéristiques seraient commandées par les processus thermodynamiques (voir [[31]]) reliant la source chaude à la source froide (les constantes de temps de ce sous-système se comptent en « dizaine de secondes », à comparer aux constantes de temps du combustible, qui se comptent en dizaine de mois, voire en années – 450 jours dans l'application citée dans la troisième partie, § 3).
32  Un exemple en est le gaz hélium sous pression.
33  C'est-à-dire le maintien de la réaction en chaîne stationnaire des fissions dans le combustible.
34  Donc la neutronique du cœur tant pour l'uranium 235 et le plutonium 239 que pour l'uranium 233.
35  Les propriétés des noyaux utilisés comme combustibles dans les réactions en chaîne sont exposées dans Annexe A.
36  Ces deux quantités physiques, réactivité pour la criticité et valeur du flux de neutrons pour la puissance thermique spécifique du cœur, sont commandées par : i) les caractéristiques de l'extraction chimique des produits de fission à l'extérieur du cœur, la stabilité du flux de neutrons par rapport aux perturbations, et donc ii) les compositions des combustibles à réinjecter dans le réacteur.
37  Les constantes de temps de ces processus sont commandées par les phénomènes d'irradiation des flux de noyaux : un des objectifs du concept de centrale EN est d'utiliser le plus complètement la quantité de noyaux fissiles introduite dans les assemblages combustibles du réacteur. On a vu que, dans les centrales EN actuelles, la durée ce cette irradiation est de 2 à 3 ans. Pour des réacteurs produisant le moins possible d'actinides mineurs, un projet en cours d'étude (que nous verrons plus loin dans la troisième partie, § 3) voudrait que l'ordre de grandeur du cycle du combustible dans l'intérieur de la centrale EN soit d'environ 45 j. La rotation du fluide caloporteur entre le cœur et l'échangeur de chaleur (donc le cycle de transfert de la chaleur) se ferait à une vitesse d'environ 6 m/s, soit une durée d'environ quelques secondes pour la rotation complète du fluide caloporteur. Si on veut diminuer le plus possible la quantité de PF qui est accumulée en fin de cycle d'irradiation à l'intérieur du cœur, une telle durée courte du cycle d'irradiation serait un but à rechercher. La différence considérable entre ces deux cycles, celui d'irradiation et celui d'extraction de la chaleur, donc entre leurs circuits (dont les équipements dédiés à leur fonctionnement : pompes, vannes, purgeurs, filtrage, instrumentation de mesure et de contrôle–commande, etc.), constitue la raison pour laquelle les séparer physiquement simplifie le concept du réacteur de la centrale EN.
38  Les facteurs qui commandent cette durée sont : i) les demi-vies de désintégration radioactives des noyaux présents dans le combustible irradié, donc des assemblages combustibles introduits dans le réacteur, de la fluence qu'ils subissent ; ii) les caractéristiques de la séparation chimique, et iii) la composition du combustible qu'on injecte à nouveau dans le réacteur. Tout cela relève des choix des concepteurs du réacteur de la centrale EN et de son cycle de combustible. Ce sont donc des variables de contrôle de l'installation nucléaire.
39  Voir les références [[32], [33], [34], [35], [36], [37], [38], [39], [40], [41], [42], [43], [44], [45], [46], [47]].
40  Toute séparation isotopique de l'uranium 235 est en fait une séparation isotopique des noyaux légers présents dans l'uranium, donc un enrichissement en 232U, par exemple si l'uranium traité est un uranium ayant déjà été irradié (dit uranium de retraitement). Un uranium enrichi à 90% en 235U contient plusieurs milliers de fois plus d'232U que ceux à faible teneur en 235U. Le rapport 236U/232U (cet 236U est formé lors de l'irradiation de l'235U, par capture d'un neutron) est de l'ordre de 106. La désintégration α du 236Pu conduit à l'232U. Tout plutonium produit dans un réacteur nucléaire contient de l'ordre de   d'232U. Une autre voie de production de l'232U est la désintégration β du protactinium 232, ce 232Pa étant issu de la capture d'un neutron par le 231Pa, lui-même issu d'une désintégration β du thorium 231.
41  Voir le chapitre 14 de [[48]].
42  Une comparaison entre des noyaux fissiles nécessite la comparaison de l'économie des neutrons dans les deux cas de noyaux fissiles. Pour ce qui est des PF, la comparaison des taux de PF émis lors d'une fission dépend de l'énergie cinétique du neutron incident arrivant sur le noyau fissile. Par exemple, pour un spectre d'énergie thermique, et pour le cas du 137Cs, les taux de production des noyaux de 239Pu, d'235U et d'233U, sont, respectivement, de 5,24%, 6,15%, 7,16%. Dans le cas de l'131I, ces pourcentages deviennent 3,8%, 3,1%, 2,7%.
43  Voir les Annexe B, Annexe C, § 1 et § 2.
44  Le laboratoire national de Oak Ridge, dans le Tennessee, aux États-Unis, est appelé Oak Ridge National Laboratory (ORNL).
45  L'expérience MSRE, qui a fonctionné à l'ORNL de 1965 à 1965, est décrite dans la référence [[49]] après une décennie d'études approfondies, au niveau de 7,4 MW thermique. Voir le bilan dans les Annexe B, Annexe C § 1 et § 2.
46  Il s'agit des actinides obtenus par captures de neutrons par les noyaux fissiles de la réaction en chaîne dans le combustible ou par désintégration de ces actinides dits « mineurs » et des produits de fission.
47  Voir Annexe D et les références [[22], [31]].
48  Un fluide ayant une très petite section efficace pour les captures de neutron. Un exemple en est l'hélium.
49  Le processus dit de surgénération est appelé breeding dans les publications en langue anglaise (voir [[47], [50]]).
50  Observons qu'il est possible, sur le seul plan de l'économie des neutrons, d'obtenir une surgénération de l'233U dans le domaine des neutrons thermiques (voir [[35]]).
51  Dans le cas où on souhaiterait utiliser le thorium comme matériau fertile par les réactions nucléaires 232Th + neutron → 233Pa → 233U, un soutirage continu du fluide combustible ou d'un fluide fertile, si celui-ci est séparé du fluide combustible, ne soutirerait pas d'233U, mais du 233Pa à cause de sa demi-vie longue. Il faudrait ensuite fixer une période d'attente pour en extraire chimiquement l'uranium (dont l'233U), outre la période d'attente due aux autres désintégrations. Faudrait-il extraire le 233Pa et attendre sa désintégration en 233U ? Devrait-on considérer ce 233Pa comme une source d'233U pur, donc comme un obstacle pour le contrôle de la prolifération ? (Voir les propriétés du protactinium 233 en Annexe B).
52  Voir les références [21,4,10,11,19,5,7,20,9,13–15,17,22, br070 br090 br0100 br0110 br0130 br0140 br0150 br0170 br0190 br0200 br0210 br0220 br1230, br090 br0100 br0110 br0130 br0140 br0150 br0170 br0190 br0200 br0210 br0220 br1230, [10], [11], [13], [14], [15], [17], [19], [20], [21], [22], [4]].
53  Voir les références [[13], [18]].
54  Le combustible situé dans un crayon d'un assemblage combustible devient, à la suite des fissions, un mélange intime des noyaux fissiles des corps ayant capturé des neutrons (par exemple, les isotopes du plutonium, de l'américium, du neptunium, de l'uranium, les produits de fission et leurs descendants, les isotopes des matériaux de structure, le tritium, etc.).
55  Tant par les barres de contrôle que par le coefficient positif de température et du vide de la réactivité.
56  Voir [[24], [35], [52], [53], [54]].
57  La constante de temps de l'augmentation du flux de neutrons et donc de la puissance thermique générée par le freinage des rayons gammas dans les matériaux du cœur est commandée par les émissions de neutrons retardés, soit en moyenne sur leurs cinq groupes d'énergie cinétique (voir Annexe D et les références [[22], [35], [55], [56], [57], [58]]) environ 10 s. L'évacuation de la chaleur du cœur par le fluide caloporteur est commandée par la vitesse de circulation de ce dernier, soit environ 6 m/s. La constante de temps de ce phénomène est donc de l'ordre de la seconde. Ceci permet à la contre-réaction (feed back ) de réactivité de faire chuter en temps utile la puissance thermique du cœur.
58  Voir Annexe D et les références [[23], [43], [59], [60], [61], [62], [63]] et [[24]].
59  Voir la référence [[62]] et Annexe D.
60  Métalloïdes halogènes monovalents, métalloïdes bivalents, métalloïdes trivalents, métaux et métalloïdes trivalents, mine du palladium, métaux alcalins, métaux alcalino-terreux, mine du manganèse, gaz rares, homologues des terres rares, tritium, actinides, etc.
61  Voir Annexe A § 1, § 2 et § 3.
62  Voir Annexe A § 1,1 § 2, 1 § 3 et Annexe D § 1 et § 2.
63  De telles séparations chimiques ont été expérimentées dans les années 1960–1970 à l'ORNL. Voir Annexe D et la référence [[64]].
64  Il y a aussi des cas particuliers (1) de nature chimique comme celui du ruthénium 106 (demi-vie β de 373,59 j), produit de fission dont la chimie séparative ne permet pas les opérations de séparation auxquelles on a recours pour les autres PF, (2) d'activité biologique (comme les émetteurs alpha, ou les iodes), (3) de phase mobile (comme le césium) et (4) de forte radioactivité, comme le tritium et l'eau « tritiée ».
65  Voir Annexe D et les références [[60], [61]] et [[65]].
66  Tous les procédés de fabrication de l'uranium 233 comportent au moins des traces d'isotopes non fissiles, comme l'232U et donc de sa chaîne de désintégrations α et β citée ci-dessus. De plus, on rappellera que l'232U est émetteur de neutrons par fission spontanée : demi-vie :   contre   pour le 240Pu, soit un facteur d'environ 600 fois plus faible par rapport au taux de FS du Pu 240. Voir la référence [[66]].
67  Dans le projet actuel de réacteur à combustible fluide GEN IV, environ 0,22% du fluide combustible, soit 40 litres, est prélevé chaque jour du cœur (soit  ) pour en extraire les produits de fission et autres noyaux parasites. Cela veut dire que le cycle du combustible, pour ce qui est du renouvellement du combustible, est de 450 jours (voir les références [[31], [39], [41], [43], [59], [67]]).
68  Pour les produits de fission que l'étude de l'aval du cycle de combustible signale comme devant être détruit, ces durées sont : sélénium 79 : 60 ans ; zirconium 93 : 48 ans ; technétium 99 : 9 ans ; palladium 107 : 5 ans ; étain 126 : 700 ans ; iode 129 : 15 ans ; césium 135 : 25 ans ; césium 137 : 240 ans (voir les Annexe B, Annexe C et les références [[68]] et [[52]]).
69  La valeur précise de ces caractéristiques nucléaires des noyaux intervenant dans la physique de ces réacteurs sont données dans les Annexe A, Annexe C, Annexe D.
70  La durée de transit est évidemment fonction de : i) la vitesse de circulation du fluide caloporteur – dans les REP actuels, la vitesse du caloporteur est d'environ 6 m/s ; dans le cas de l'hélium, elle serait d'environ 75 m/s –, ii) la capacité calorifique du fluide, laquelle dépend de sa pression. La grandeur de l'équipement en tuyauteries, pompes, vannes, purgeurs, calorifique du fluide, etc. peut aussi être estimée. En prenant comme base 1 l'équipement actuel des REP, le sodium est à 2–3, l'hélium à 12, et le sel à 0,5.
71  Les critères à respecter pour user d'un procédé chimique sont une puissance résiduelle inférieure à 1 W/g. et la source de neutrons bornée.
72  Ces constantes de temps sont données pour un spectre de réacteur à neutrons rapides et un flux de neutrons de  .
73  Voir les Annexe B, Annexe C, Annexe D.
74  Voir le document 57, page 244 de la référence [[21]].
75  La conception de base choisie dans la présente note est que l'échangeur de chaleur entre le circuit du caloporteur (par exemple, en « sel ») passant dans le cœur (dit circuit primaire) et le circuit secondaire (par exemple, en « sel ») allant transférer la chaleur au générateur de travail thermodynamique soit un élément de cette frontière de la radioactivité.
76  Parmi les sels considérés pour fluide caloporteur ou/et fluide portant du combustible, citons LiF, NaF et KF. Leurs températures d'ébullition (changement de phase) sont respectivement de : 845 °C, 992 °C et 856 °C. Par un mélange convenable de ces sels, le changement de phase ci-dessus est ramené à 454 °C.
77  Les sels de fluor dissolvent les revêtements protecteurs des métaux comme les oxydes el les revêtements usuels des aciers au chrome. Des alliages de nickel ont été développés avec succès (les Hastelloy [[65]]).
78  Être plus stable qu'une autre espèce chimique, c'est, quand on considère des états stationnaires, avoir une énergie libre plus petite que celle des autres espèces en contact, soit une énergie libre très négative. L'énergie libre du sel LiF est de −225 kcal/°C. L'énergie libre de CrF2 est de −135 kcal/°C. Ce fluorure va donc précipiter le chrome inclus dans un acier inox.
79  Le processus le plus assuré dans l'industrie pour transformer la chaleur en électricité est, depuis de nombreuses décennies, la turbine à vapeur d'eau, couplée à un alternateur. La température maximale a été de 550 °C, permettant un rendement de 45%. Récemment, la turbine à gaz utilisant le cycle de Brayton a atteint le niveau industriel, permettant de plus hautes températures (GE Power Systems MS700 1 FB) et donc de plus hauts rendements. Le fluide actionnant la turbine peut être de l'azote ou de l'hélium.
80  Les rendements du cycle de Brayton sont, pour des températures de la source chaude de 700, 800 et 1000 °C, de 48%, 51% et 56%, respetivement. Rappelons que le rendement des REP est d'environ 33%, avec une température de source chaude d'environ 350 °C.
81  La capacité calorifique par unité de volume des divers sels utilisés ici est du même ordre de grandeur que celle de l'eau à 7,5 MPa, soit 4 fois le sodium, 2 fois le plomb, 20 fois l'hélium (voir [[69]]).
82  Le corps lourd le plus gênant est un couple d'actinide : le père est le 241Pu, qu'on ne peut pas séparer du reste du Pu par un traitement chimique. Il est donc partout où il y a du Pu, tant dans le cœur que dans les circuits de combustible et dans le Pu extrait par voie chimique de l'ensemble du combustible. Sa demi-vie β de 14,35 ans en fait le plus radioactif des actinides présents dans le combustible d'un réacteur nucléaire basé sur le 235U, le 238U et le 239Pu. Sa très faible radioactivité α (0,0024%) présente des inconvénients signalés par une dose efficace de  . Il en résulte que, dans tout combustible contenant du Pu, il y a de l'américium 241. Celui-ci est un émetteur α. Sa demi-vie de 432,2 années le rend donc 24110 ans/432 ans = 56 fois plus radioactif, sans compter le rapport des énergies de désintégration (les β et les  ). Sa section efficace d'absorption est de 2 barn pour la capture et de 0,6 barn pour la fission [[68]]. Sa vie moyenne, pour ce qui est de l'influence du flux de neutron rapides, est d'environ 4 mois. Ainsi, quand on retire le combustible d'un cœur de réacteur, l'241Am qu'on y trouve a été formé depuis moins de quatre mois. Le reste a été, soit fissionné, soit, en capturant un neutron, est devenu de l'242Am (demi-vie β : 16 h, 82,7% subissant une décroissance bêta et 17,3% se désintégrant en mode « EC » – Electronic Capture ) ou de l'242mAm (demi-vie β, 141 ans). Nous ne citons pas ici les isotopes du curium, car il n'est pas envisageable de les traiter à cause de la production de neutrons par fission spontanée.
83  Dit « circuit primaire ».
84  Qui est donc sous pression d'un cycle de Brayton.
85  Voir la référence [[75]].
86  Voir [[46], [47], [51], [57]].
87  Voir les Annexe A, Annexe B, Annexe C, Annexe D.
88  Voir [[27]].
89  Le 242 Cm a une demi-vie α de 162,8 jours. La proportion de désintégration par fission spontanée est de  . Les énergies des α émis vont de 5145 keV à 6112 keV, donc très énergiques. Les gammas vont de 44 keV à 1228 keV.
90  La durée de vie moyenne d'un noyau d'actinide ayant une section efficace d'absorption d'un neutron de 5 barn dans un spectre de neutrons rapides (voir les valeurs des sections efficaces d'absorption de neutron dans la table 1, page 1001 de [[68]]. ( ) dans un flux de neutrons rapides de  , est d'environ 2 mois.
91  Des avantages analogues sont au bénéfice de B et de D.
92  Il s'agit de tout le circuit du combustible, hors du cœur, pompes, vannes, purgeurs, sans l'irradiation par neutrons, mais soumis à l'irradiation gamma du combustible.
93  Elle ne nécessiterait pas d'ajout d'absorbant de neutrons, consommable, comme c'est le cas dans les REP.
94  Ces divers circuits sont : le circuit du combustible, le circuit du caloporteur, le circuit de contrôle–commande du réacteur, le circuit de chargement du combustible, le circuit de déchargement du combustible.
95  Comme les gaz de fission, les composés volatils des PF.
96  Eaux de surface : Il s'agit des eaux continentales et aussi des eaux maritimes.
97  Voir [[74], [76]].
98  Nous ne comptons pas, dans les rejets de noyaux radioactifs, ceux à vie très courte, qui n'ont d'action, ni sur les travailleurs, ni sur les populations, ni sur l'environnement comme l'iode 132 (demi-vie β : 2 h 30), le tellure 132 (demi-vie β : 76,3 h), le tellure 129 m (demi-vie β : 33,6 j), le césium 136 (demi-vie β : 13,16 j), etc.
99  Voir [[22], [24], [87]].
100  Tchernobyl (date : 1986 : voir les références [4–7,9, br060 br070 br090 br1230, br070 br090 br1230, br090 br1230, [4]]).
101  En Finlande, le maximum de la radioactivité de 137Cs déposé a été de 100 kBq/m2 (demi-vie β : 30,07 ans). Ce 137Cs émet des gammas de 283 à 661 keV, et des électrons β de 513 à 1175 keV). Le 134Cs atteignait la moitié de cette radioactivité. Ce césium 134 a une demi-vie β de 2,06 ans. Il émet des gammas de 232 keV à 1365 keV et des électrons β de 88 keV à 1454 keV. La radioactivité β du strontium 90 et des autres radionucléides était minime ( « minor amounts of Sr-90 and other nuclides »). Ce 90Sr a une demi-vie β de 28,79 ans. Voir [[9]].
102  Voir [[9]] pour une carte des radioactivités déposées dans toute l'Europe.
103  Pour le quart sud-est de la France, la radioactivité estimée était de   comme pour les 3/4 des côtes de l'Atlantique et de la mer du Nord. Pour le reste du pays, la radioactivité estimée était de moins de   [[9]].
104  Three Mile Island : États-Unis, date : 1979 : voir les références [[10], [77], [78], [120]]. Dans un combustible usé des réacteurs à eau des centrales EN américaines, pour les durées d'irradiations nominales, la composition de ce combustible usé est : uranium, 95,6% en masse (ceci se partage en 98,5% d'238U, 1% d'235U, 0,5% d'236U, 0,02% d'234U, 0,001% d'237U, responsable majeur de la radioactivité de l'uranium séparé et des traces d'232U et 233U) ; 0,9% de plutonium ; 0,1% d'actinides mineurs ; 2,9% de produits de fission stables ; 0,1% de produits de fission à vie longue, donc pas sensibles dans les rejets accidentels ; 0,3% de césium et de strontium ; 0,1% d'iode. Ce sont ces deux dernières catégories de substances radioactives qui sont responsables des préjudices causés aux populations car, pendant une durée des activités humaines de l'ordre de grandeur de leur demi-vie, elles portent la plus grande partie de la radioactivité β et γ dispersée (voir annexe E, pages 515–516, encadré 2, page 492, page 504 de [[22]]) et document 60, page 247 de [[21]].
105  Fukushima : Japon, date : 2011 : voir les références [[11], [13], [14], [15], [16], [17], [18], [78], [79], [121], [122]].
106  Winscale : Grande-Bretagne, date : 1957, voir les références [[19], [20]].
107  L'iode 131 a une demi-vie β de 8,02070 jours. Lors de sa désintégration β, il émet des rayons gammas ayant au plus, une énergie de 364 keV et des électrons dont l'énergie cinétique est au plus de 606 keV (81% d'abondance parmi les émissions d'électrons). La désintégration le conduit au xénon 131 excité, qui lui-même aboutit au niveau fondamental du xénon 131 en émettant un rayon gamma de 364 keV (abondance de 81%). Il constitue environ 3,1% des produits de fission par ses pères, le Sn 131 (demi-vie β : 50 s et 39 s), puis le Sb 131 (demi-vie β : 23 min). C'est cet isotope de l'iode qui serait jugé responsable de tous les éventuels futurs déclenchements de cancer de la thyroïde. Le mécanisme en est de provoquer des mutations génétiques dans le matériel génétique des cellules où le métabolisme le fait s'arrêter. La durée biologique de son action avant son élimination est de 120 à 138 jours. L'activité du 131I est de 4600 TBq, soit  . Les chemins empruntés par l'131I pour pénétrer dans le corps humain, mais aussi les dans l'organisme des troupeaux de ruminants, la végétation, les herbivores, etc. sont l'ingestion, l'inhalation, les blessures, les déchirures, etc.
108  Rappel :  .
109  Voir [[5], [6], [7], [20]].
110  La composition isotopique de ce plutonium est voisine de celle de fin d'irradiation d'un UOX dans les REP, soit : 238Pu, 3% ; 239Pu, 53% ; 240Pu, 24% ; 241Pu, 12% ; 242Pu, 8%. Dans le cas d'un MOX, ces quantités seraient : 4%, 37%, 31%, 14%, 13% (voir pages 109–110 de [[21]]).
111  Voir [[19], [20], [83]].
112  Il se forme aussi dans la fission l'isotope 133m du xénon, qui est un isomère du noyau du 133Xe, de spin 11/2 – de demi-vie β de 2,2 jours. La désintégration β du 133Xe aboutit au 133Cs, stable.
113  La demi-vie α de l'241Am est de 432,2 ans. Il émet des α de 4757 keV à 5544 keV, des gammas de 13,8 keV à 1014 keV Voir [[22], [34], [51], [53], [84], [85], [91]].
114  Nous avons vu que l'américium 242 a une demi-vie β de 16,02 heures. Il se désintègre en mode β à 82,7% et en mode EC à 17,3%. L'242mAm se désintègre en 161 ans. Nous avons déjà vu ses sections efficace de capture (2 barn ;  ) et de fission (0,3 barn). Nous avons vu qu'il disparaît par absorption de neutrons en environ 1,3 ans. Quand on sort du cœur le 241Pu, on extrait aussi, niché dans le combustible irradié, l'241Am récemment formé. Et une fois devenu déchet, il n'est plus détruit par les neutrons. Il évolue suivant sa désintégration α, devenant le « pire » des déchets radioactifs parmi les actinides, tant par sa radioactivité que par sa dose efficace, d'où la difficulté qu'il y a à s'en débarrasser.
115  Le 244Cm se désintègre en mode α (demi-vie α : 18,11 ans) à quasi 100%. Les gammas émis vont de 42 à 263 keV. La demi-vie de fission spontanée est de  . Ceci est suffisant pour nous empêcher de manier des quantités supérieures à une dizaine de grammes, à cause de la source de neutrons que ce noyau émet. Sa section efficace d'absorption est de 0,6 barn pour la capture et de 0,4 barn pour la fission [[68]]. Il faut donc environ 3,2 ans pour le détruire. Là encore, le 244Cm qu'on retire du cœur en retirant le combustible est celui qui a été formé récemment et n'a pas eu le temps d'absorber un neutron. Compte tenu de la période de sortie du combustible, très courte par rapport à ces 3,2 ans, on retire presque tout le 244Cm. Ce radionucléide, qui de plus possède le taux de fission spontané le plus élevé parmi les actinide usuels du cycle du combustible de l'235U et du 239Pu, devient un inconvénient crucial pour l'aval du cycle de combustible. On n'a pas aujourd'hui de solution simple et commode pour le traiter rapidement. Toutefois, sa courte demi-vie permet de l'entreposer pour le faire disparaître par désintégration α. Les concepts B, C, D de réacteurs à combustibles fluides déjà cités, sont, en l'état actuel des connaissances, la seule voie. Elle consiste à éviter que le 244Cm ne se forme.
116  Il y a un facteur 104 entre les effets pathogènes (dits « dose efficace », dont l' unité est le sievert par becquerel – voir § 3.3., page 97 de [[80]], la référence [[86]] et le document 66, page 252 de [[21]] déjà signalés) des émetteurs alpha d'inhalation ou ingestion et les émetteurs béta (voir le document 66, page 252 de la référence [[21]] et la référence [[80]]). Par exemple, cette dose efficace est de   pour le 239Pu,   pour le 241Am et de   pour le 137Cs.
117  Voir [[87]].
118  Voir [[119]].
119  « Dans les pastilles de combustible sous forme d'oxyde UO2 , l'uranium est à l'état d'oxydation IV. En présence d'oxygène, cet oxyde peut être oxydé en surface, donnant des oxydes non stœchiométriques entre UO2 et U4 O9 , puis entre U4 O9 et U3 O8 . Dans ces oxydes, U pourra alors présenter plusieurs états d'oxydation V ou VI. La lixiviation de ces oxydes pourra conduire à des contaminations de sols, d'eaux météoriques et d'eaux de ruissellement ». [[89]]
120  Cette formule ne donne que des ordres de grandeur pour les tendances du moyen et du long terme de la période suivant l'arrêt des réactions en chaîne de fission, et ceci pour une durée d'irradiation particulière. Le calcul prenant en compte chaque produit de fission et chaque élément lourd a été effectué par Aliberti et al. [[90]] (page 74). Le résultat en est que, peu après l'arrêt, les éléments lourds produisent 8,9% de l'énergie thermique résiduelle et les PF 89,7%. Au bout de 1000 s, 20,2% et 74,6% ; après une heure, 22,5% et 72,3% ; après un jour, 34,5% et 62,1% ; après 10 jours, 22,8% et 73,2%.
121  Voir les page 395 et 589 de la référence [[56]]. Les formules empiriques sont obtenues par la pente en coordonnées log/log (comme dans le document 60 de la page 247 de la référence [[21]]), par la pente des tangentes, à chaque point d'abscisse t , aux courbes de radioactivité des PF et des actinides.
122  Le 237Np, au contraire, apporte des neutrons supplémentaires. La consommation de neutrons pour détruire un radionucléide j , notée  , est de −0,59, c'est-à-dire que le neptunium 237 produit 0,59 neutron dans un spectre de neutrons rapides de flux   (voir les travaux de M. Salvatores dans ses publications [[36], [44], [68]] et la référence [[21]], page 79). À titre de repère, notons que dans un spectre de neutrons rapides, le   de l'238U est de −0,62 et que celui du 232Th n'est que de −0,32. Nous en tirons deux conclusions : le neptunium 237, invité obligatoire du cycle de combustible de l'uranium et du plutonium, a des propriétés, en ce qui concerne le maintien d'une réaction en chaîne, intermédiaires entre celles de l'235U, du 239Pu et du 238U. Le thorium a des vertus de noyau fertile, mais peu comme noyau fissile. Citons la valeur de   pour le 239Pu : −1,46. L'intérêt du 239Pu pour la neutronique d'un RNR tient dans ce nombre.
123  Il y a un facteur 104 entre la demi-vie pour les fissions spontanées des curium 242 et 244, par rapport au 240Pu, déjà fort émetteur de neutrons par fission spontanée, le 240Pu étant déjà 104 fois plus émetteur de neutrons que l'uranium 238 (voir dans le BNL [[91]]).
124  Voir les références [[32], [34], [39], [41], [42], [49], [54], [63], [64], [67], [69], [70], [71], [72], [73], [74], [76], [88], [92], [93], [94], [95], [97], [98], [99], [100], [101], [102], [103], [104], [105], [106], [107], [108], [109], [96]].
125  Peut-on borner la durée pendant laquelle le stockage souterrain en couche géologique doit être considéré comme actif ? Sur quels équipements peut-on agir pour faire varier cette durée et la nature des risques qui y sont associés ? Ces questions sont en cours d'étude dans le contexte du GEN IV.
126  Voir [[49], [93], [94], [95], [110]] et [[88]].
127  MSRE : Molten Salt Reactor Experiment . ORNL : « Oak Ridge National Laboratory », dans le Tennessee, aux États-Unis. C'est dans ce laboratoire national que, dans les années 1942–1945, ont été développées les productions d'uranium enrichi à plus de 90%, d'extraction du plutonium des uranium irradiés au centre de production de Hanford. Le premier réacteur d'étude, appelé Clinton, y a été construit et exploité. Après le guerre, ce centre a étudié les réacteurs à combustible fluide, comme le Homogeneous Reactor Experiment et le Molten-Salt Reactor Experiment . Celui-ci a fonctionné de 1964 jusqu'en 1969, avec un flux de neutrons thermiques de  , à une puissance de 7 MW thermiques, avec comme combustible : a) de l'uranium enrichi à 30% de 1966 à 1968, b) de l'uranium 233 de 1968 à 1969, c) du plutonium 239 en 1969 (voir [[12]]). Tant le retraitement que la physique du réacteur sont traités dans [[63]].
128  En particulier, une comparaison détaillée avec le chlore a été effectuée (voir [[39]]). Pour les propriétés physicochimiques de ces fluorures, voir le chapitre 9.4.2, page 199 de [[23]]. Tant le retraitement que la physique du réacteur sont traités dans [[63]].
129  Les sels de fluor fondus sont utilisés à l'usine proche de Dunkerque, par Péchiney, pour la fabrication de l'aluminium dans les cuves contenant du graphite, portées à des températures atteignant 1000 °C obtenues par passage de courant électrique.
130  Les REP ont une température de sortie du caloporteur hors du cœur du réacteur d'environ 330 °C et un rendement de 38%.
131  Nous employons l'expression « par exemple » car de nombreuses espèces de sels de fluor, plus on moins mélangés avec d'autres sels, ont été étudiés (voir [[42], [94]], etc.).
132  Température qui était celle de la source chaude du réacteur nucléaire à combustible liquide MSRE de l'ORNL (voir [[31], [32], [34], [39], [49], [70], [71], [73], [92], [93], [94], [104], [111]]), et qui serait la température de sortie du cœur d'une centrale EN à combustible liquide.
133  Voir [[31]].
134  (voir [[31]]).
135  Dans ce cas, une des conséquences nucléaires en est que le spectre des énergies cinétiques des neutrons est sensiblement différent entre le sel de fluor et le sel de chlore. Il en résulte que les importantes sections efficaces, moyennées sur le spectre, de capture, de fission, le nombre de fissions par fission, pour le thorium et pour l'233U, et donc aussi le facteur de régénération sont différents. Le plus avantageux des fluides de sel de fluor et de chlore dépend en particulier du concept de réacteur. Retenons un ordre de grandeur : le rapport de la section efficace de capture à celle de fission est d'environ 0,1.
136  Dans l'étude d'un MSFR (voir page 5 de [[39]]), et avec le mélange de sels particulier de cette étude, la température d'ébullition du sel « combustible » citée est de 565 °C, la densité massique est de 4100 kg/m3.
137  Voir [[98], [99], [123], [124]].
138  Les températures des matériaux de structure dans le MSRE sont d'environ 650 °C. L'irradiation a duré, en cumulé, environ 18 mois.
139  Composition de INOR-8 alloy : 5–18% de Mo, 6–8% de Cr, 5% de Fe, 0,4% de carbone, le reste en Ni. Cet alliage a été développé spécialement pour le MSRE. Voir [[98], [99]].
140  Notons, par exemple, pour le tungstène, la capture d'un neutron par le 186W (28,3% dans le W naturel), conduit au 187W (demi-vie β : 23,7 h), qui se désintègre en rhénium 187 (demi-vie :  , donc quasi stable), qui se désintègre par émission β en osmium 187, stable vis-à-vis du cobalt et des captures dans le nickel et dans le fer.
141  La composition de cet alliage de nickel et de molybdène, comporte aussi un peu de chrome [[112]].
142  Voir [[42], [49], [88], [94], [101], [112]].
143  L'alliage hastelloy a été développé par la compagnie Haynes comme matériau de structure présentant une grande résistance à la corrosion (voir [[97], [100], [112]]) à une température d'environ 650 °C. Cet alliage a été irradié pendant plusieurs années (cinq ans pour le MSRE : 1964–1969 [[72], [101]]). Il a supporté des contraintes mécaniques fortes. Sa composition comporte du nickel, du molybdène, du chrome et du fer. L'élément dominant y est le nickel.
144  Dans le cas du sel étudié par [[39]] (page 5), cette température d'ébullition est de 750 °C.
145  Voir page 5 de [[39]] et [[105]].
146  Les alliages étudiés à l'ORNL évitent les aciers inoxydables à base de fer et de chrome. Les Hastelloys (voir [[65], [98], [99], [100], [112]]), à base de nickel (environ 80%), ont été développés pour ce cas spécifique. Toutefois, certains de leurs composants capturent les neutrons et forment des radionucléides parasites.
147  Voir [[57]].
148  Il s'agit de projets à long terme concernant les matières combustibles.
149  Le protactinium 233 a une demi-vie β de 26,967 j. Son mode de désintégration est par émission β, à 100%. Sa Q-value (quantité d'énergie dégagée par une réaction nucléaire) est de 570,1 keV. Les énergies cinétiques des électrons β vont de 154,3 keV à 570 keV. Les énergies des rayons gammas vont de 17,2 keV à 415,76 keV. Les énergies des rayons X vont de 11,6 keV à 114 keV.À cause de sa demi-vie substantielle, comparée à celle du neptunium 239, dans le cycle du combustible à l'uranium 238 et au plutonium 239, les absorptions (captures) de neutrons conduisent à l'isotope 234 du protactinium. Celui-ci a une demi-vie de 6,7 h et conduit au 234Th (demi-vie β : 24,10 j), puis à d'autres noyaux instables. Cette radioactivité complique le cycle du thorium, mais constitue une barrière à toute prolifération dans ce cycle.
150  Voir [[22]].
151  Voir [64,72,67,102,38,39,103,104,113,41,42,105,45,8,63,66,114,107–109,74,76,69,47, [38], [39], [41], [42], [45], [47], [63], [64], [66], [67], [69], [72], [74], [76], [102], [103], [104], [105], [107], [108], [109], [113], [114]].
152  Voir [[108]].
153  Cycle de Brayton : voir les références [[31], [75], [115]].
154  La possibilité qu'un « bouchon » de sel solidifié par refroidissement local obstrue un des circuits de combustible doit être supprimée en toutes circonstances par une température du sel combustible en fonctionnement au moins égale à 500 °C.
155  La vidange du combustible hors du cœur pourrait se faire d'une manière passive, par gravité si nécessaire, vers un réservoir adéquat.
156  Voir [[63], [75], [115]].
157  Voir [[12], [31], [35], [36], [40], [41], [43], [44], [55], [68], [91], [103], [104], [113]].
158  Voir [[35], [36], [43], [52], [54], [56], [68], [116]].
159  Absorption : capture et/ou fission, ces sections efficaces sont très petites (quelques  ).
160  Dans le domaine des neutrons en équilibre thermodynamique avec la matière, les nombres de neutrons par fission sont respectivement 2,49, 2,42, 2,87 et le nombre de neutrons émis par neutron absorbé sont respectivement, 2,29, 2,07 et 2,87 (voir page 41 de [[21]] et [[35]]).
161  Voir page 79 de [[21]] et [[36]] et la table 5.8 de [[35]], page 129.
162  76% du chlore naturel est le 35Cl, dont la section efficace est inférieure à un barn dans un spectre de neutrons rapides.
163  C'est-à-dire le maintien de la réaction en chaîne stationnaire des fissions dans le combustible.
164  Nous avons vu, pour chacun des radionucléides (235U, 238U, 239Pu, ou bien 232Th ou/et 233U), qui sont des actinides participant au cycle du combustible, leur destin dans la réaction en chaîne étudiée. À titre de repère, notons le comportement de l'238U dans le champ de neutrons. Sa section efficace de capture est de 0,3 barn et celle de fission de 0,04 barn dans le spectre moyen des énergies cinétiques des neutrons d'un RNR, soit 0,34 barn en tout. La vie moyenne de ce noyau d'238U dans un champ de neutrons rapides est d'environ 2,4 ans. L'238U, outre qu'il est la source privilégiée de l'énergie des surgénérateurs, est un combustible qui ne se détériore pas dans le champ des neutrons d'un RNR. De plus, sa radioactivité est suffisamment basse pour que, bien qu'abondant sur la Terre, il n'ait aucune influence néfaste sur le vivant. Ajoutons qu'il est la source principale, devant le thorium et le potassium 40, de la chaleur de la Terre (environ un dix millième de l'apport solaire). L'utilisation du thorium comme matériau fertile présente un immense avantage, mais en raison d'une autre propriété : les captures successives sur ce noyau ne conduisent pas à des radionucléides difficiles à traiter, comme l'américium 241 ou les curium.
165  Par exemple, le césium 137 provient des désintégrations successives du produit de fission, l'iode 137 (demi-vie β : 24 s) → xénon 137 (demi-vie β : 3,7 min) → césium 137 (demi-vie β : 29 ans) → baryum 137 (stable). Il existe une deuxième chaîne de désintégration, tant à partir de l'iode 137 qu'à partir du césium 137. Pour le césium 134, l'origine est une capture de neutron par le descendant 133Cs du produit de fission 133Sb. Le 90Sr est un descendant du PF 90Kr. Pour l'iode 131 (demi-vie β : 8,02 j), la chaîne des désintégrations est : 131Sn (demi-vie β : 3,4 min) → 131Sb (demi-vie β : 23 min) → 131Te (demi-vie β : 24 min) → 131I (demi-vie β : 8 min) → 131Xe (stable) ainsi que deux bifurcations minimes. Le xénon 133 provient du produit de fission 133Sb (demi-vie β : 4,1 min) → Te 133 (demi-vie β : 63 min en passant par 133Te excité et 2 min en passant par 133Te → 233I (demi-vie β : 20,8 h) → 133Xe (demi-vie β : 5,25 j) → 133Cs, stable.
166  Voir dans [[22]] le détail des produits de fission qui concourent principalement à cette quantité.
167  La puissance   est assurée par les fissions de la réaction en chaîne du combustible dans le cœur. Après la sortie du cœur et pendant environ 200 ans, la partie de la puissance thermique émise par les réactions α, β et γ des actinides est de l'ordre de 30% de celle des PF.
168  Voir [[94], [102], [96]].
169  La période de variation du flux de neutrons dans le cœur est la durée de vie d'un neutron naissant dans ce cœur. Certains produits de fission émettent des neutrons dits « retardés », qui se conjuguent avec les neutrons de la réaction en chaîn (voir chapitre XVII de [[35]]).
170  La dilatation du sel de fluorure est de l'ordre de   par °C (voir page 5 de [[39]] et [[105]]).
171  Par les PF et les α.
172  Voir [[109]].
173  (par les PF et les α).
174  Voir la référence [[46]].
175  Voir, pour les extractions chimiques qui suivent : [[32], [34], [37], [38], [59], [60], [61], [67], [70], [71], [73], [88], [89], [92], [118], [119]].
176  L'isotope 93 du zirconium (demi-vie  ) est l'un des PF posant problème pour le stockage souterrain.
177  Des études expérimentales à long terme pourraient permettre de sélectionner, parmi les cas A, B, C, D, les options préférées et les options crédibles.
178  Le réacteur MSRE a fonctionné à l'ORNL en uranium 233 (39 kg de 233U, obtenu à partir du thorium, de 1968 à 1969, soit plus de 4000 heures équivalentes de la pleine puissance).
179  Une autre manière d'examiner ce phénomène consiste à s'interroger sur les phénomènes qui vont limiter le flux rapide de neutrons, la densité relative de matière fissile dans le cœur, la puissance thermique volumique, la fluence en neutrons, la thermodynamique du transfert d'énergie et donc la température.
180  Le procédé utilisé, appelé PUREX, en usage au centre de La Hague, est un processus aqueux qui se déroule par précipitation d'une solution aqueuse à température voisine de l'ordinaire.
181  Voir [[71]].


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