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Conditionnement des déchets nucléaires

Conditionnement des déchets nucléaires

Décontamination par dégraissage avec des solutions tensio-actives acides La soude, utilisée actuellement pour le dégraissage du phos- phate de tri-n-butyle (TBP) mis en œuvre pour le traitement des combustibles usés, présente l’inconvénient de contaminer les déchets par une petite quantité de sodium, élément indé- sirable dans les verres de conditionnement. L’enjeu est de remplacer la soude par un nouveau réactif liquide dégraissant non moussant. Le CEA a développé, en 2007, une nouvelle solution acide dont la formulation tensioactive permet d’élimi- ner la contamination labile d’origine organique présente à la surface des équipements de traitement. Dans la plupart des cas, les surfaces ont été en contact avec une phase orga- nique grasse contenant du TBP et ses produits de dégrada- tion (HDBP et H2MBP). La solution tensioactive mise au point décroche les dépôts gras adhérents à la surface et les solu- bilise dans des micelles* ou des micro-émulsions, selon les principes généraux de la détergence. Des mesures d’angle de contact et de tension interfaciale ont été conduites pour étudier la capacité de diverses solutions à décrocher le phos- phate de tri-n-butyle (TBP) déposé sur une surface d’acier inox. Au cours des expérimentations, deux mécanismes de détachement du TBP ont été mis en évidence : le mécanisme d’émulsification et le mécanisme de roll-up où l’angle de contact de la goutte augmente jusqu’au détachement (fig. 8). La formulation proposée par le CEA associe, pour obtenir une synergie, deux tensioactifs en faibles quantité (<10 g/l): l’un mouillant et l’autre émulsionnant du TBP. En particulier, pour
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Caractérisation des effets de température dans la zone endommagée autour de tunnels de stockage de déchets nucléaires dans des roches argileuses

Caractérisation des effets de température dans la zone endommagée autour de tunnels de stockage de déchets nucléaires dans des roches argileuses

21 1.4 Structures observées dans l’Argile de Boom L’importance de cette argile pour des applications géotechniques ou pour l’étude du stockage des déchets nucléaires implique l’étude des différentes structures (des différentes discontinuités) se trouvant dans cette argile. En effet, celles-ci influencent le comportement géomécanique de l’argile pouvant réduire la résistance du massif. Par ailleurs, le stockage des déchets nucléaires ne pourra se faire que dans une roche très imperméable de façon à réduire au maximum la possibilité de migration des radionucléides dans la biosphère. Il est donc important de connaître les différentes discontinuités apparaissant dans l’Argile de Boom, qu'elles soient d’origine naturelle ou artificielle. En effet, la présence de discontinuités participe à l'augmentation de la perméabilité en favorisant un chemin préférentiel d'écoulement. Il est à mentionner que, outre la perméabilité de la roche, un autre facteur important dans le cadre du stockage des déchets nucléaires est la capacité de cicatrisation de la roche. Dans ce cas, on parle de self-sealing, pour une réduction de la perméabilité de fracture, et de self-healing, pour une cicatrisation avec perte de mémoire de fracture (Bastiaens et al., 2007). Cette section s’attarde à la description des discontinuités et autres structures observables dans les argilières, sous l’Escaut et dans le laboratoire souterrain d’étude du stockage des déchets nucléaires HADES (High Activity Disposal Experimental Site) à Mol.
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Nouvelles matrices vitrocéramiques silicatées renfermant de la zirconolite (CaZrTi2O7) destinées au confinement des déchets nucléaires à vie longue

Nouvelles matrices vitrocéramiques silicatées renfermant de la zirconolite (CaZrTi2O7) destinées au confinement des déchets nucléaires à vie longue

2 Commisariat à l'Energie Atomique (CEA), Centre d'Etudes de la Vallée du Rhône, DCC/DRRV/SCD/LEBM, BP 171, 30207 Bagnols sur Cèze, France Résumé Les recherches actuelles menées dans le domaine du confinement des déchets nucléaires de haute activité tant civils (séparation poussée des radionucléides à vie longue issus des déchets de l'aval du cycle électronucléaire) que militaires (problèmes posés par les excédents de plutonium militaire) tendent au développement de nouvelles matrices destinées au confinement spécifique de radionucléides particuliers. C'est ainsi que des matrices particulièrement adaptées au confinement de radionucléides à vie longue tels que les actinides mineurs (neptunium, americium et curium) et le plutonium sont recherchées. Dans cette optique, le développement de vitrocéramiques constituées à la fois d'une phase vitreuse et d'une phase cristalline dispersée au sein de cette dernière est particulièrement intéressant dans le cas où ces deux phases présentent de très bonnes propriétés de comportement à long terme (tenue à la lixiviation et à l'auto-irradiation). On cherchera en particulier à réaliser un confinement préférentiel des radionucléides dans la phase cristalline afin de bénéficier d'une double barrière de confinement. Dans le cadre de cet article nous nous sommes intéressés à la préparation et à la caractérisation de vitrocéramiques silicatées destinées au confinement des actinides, obtenues par dévitrification contrôlée d'un verre d'aluminosilicate de calcium contenant des proportions notables de TiO 2 et de ZrO 2 afin de conduire à la cristallisation de zirconolite (CaZrTi 2 O 7 )
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Gestion des déchets nucléaires de l'installation STEL. Instruction d'un dossier d'acceptation de déchets TFA produits dans le cadre de l'exploitation courante de la STEL

Gestion des déchets nucléaires de l'installation STEL. Instruction d'un dossier d'acceptation de déchets TFA produits dans le cadre de l'exploitation courante de la STEL

b. La gestion des déchets nucléaires Les activités nucléaires produisent des déchets radioactifs qui sont gérés selon leur niveau d'activité et leur durée de vie. Ils sont principalement produits dans le cadre de l’exploitation et de la maintenance d’installation nucléaires. 90 % du volume des déchets radioactifs produits disposent de sites de stockage spécialement aménagés pour les accueillir. Ces sites de stockage sont exploités par l’Agence Nationale pour la Gestion des Déchets Radioactifs (ANDRA). On dénombre deux centres de stockage en surface dans l’Aube pour les déchets TFA (CIRES : Centre Industriel de Regroupement, d’Entreposage et de Stockage) et FMA (CSA : Centre de Stockage de l’Aube). L’ANDRA projette la construction d’une nouvelle installation pour les déchets HA et MA à horizon 2025 : Cigéo.
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Développement de nouvelles méthodes en vue de la quantification de radionucléides difficilement mesurables dans des déchets nucléaires et amélioration des limites de détection

Développement de nouvelles méthodes en vue de la quantification de radionucléides difficilement mesurables dans des déchets nucléaires et amélioration des limites de détection

celine.gautier@cea.fr 1) CEA, Direction de l’Energie Nucléaire, DEN/DANS/DPC/SEARS/LASE, Laboratoire en Soutien aux Exploitants, PC 171, F-91191 Gif-sur-Yvette, France Au sein du CEA Saclay, le Laboratoire d’Analyse en Soutien aux Exploitants (LASE) situé au bâtiment 459 est spécialisé dans l’analyse de Radionucléides difficilement mesurables dans les déchets nucléaires de faible et moyenne activité. Une vingtaine de modes opératoires existent au laboratoire pour analyser les différents Radionucléides, tels que le 3 H, le 14 C, le 36 Cl, le 63 Ni, le 108m Ag ou l’ 129 I. En constante
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"Déchets nucléaires: et maintenant on fait quoi?" Entretien mené par Anne-Catherine De Bast

"Déchets nucléaires: et maintenant on fait quoi?" Entretien mené par Anne-Catherine De Bast

À l’heure où la mobilisation pour le climat est plus forte que jamais, les dépenses énergétiques sont au cœur des préoccupations. Et avec elles, la question de la fermeture ou de la prolongation de l’exploitation des centrales nucléaires. Mais qu’on soit pour ou contre, que faire des déchets qui en résultent ? Des matières «existantes» qui ne feront qu’augmenter si on poursuit l’exploitation des centrales nucléaires, certes, mais la question se pose quelle que soit la quantité produite. En Belgique, on tarde à se positionner. Avec le risque de refiler la patate chaude aux générations futures. Lesquelles ? Difficile à dire. Car c’est bien ce qui est compliqué quand on évoque le nucléaire: l’échelle de temps est très éloignée de notre quotidien. On parle de centaines, de milliers d’années. «Le nucléaire n’est pas
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Etude de céramiques et de vitrocéramiques à base de zirconolite-Hf (CaHfTi2O7) destinées au confinement de déchets nucléaires de haute activité

Etude de céramiques et de vitrocéramiques à base de zirconolite-Hf (CaHfTi2O7) destinées au confinement de déchets nucléaires de haute activité

déchets nucléaires de haute activité. De nouvelles matrices vitrocéramiques à base de zirconolite CaZrTi 2 O 7 ont fait l’objet de plusieurs études dans le cadre d’un confinement spécifique de ces actinides. De récentes recherches ont également été réalisées sur des céramiques et des vitrocéramiques à base de zirconolite CaHfTi 2 O 7 , afin d’étudier l’influence du remplacement du zirconium par le hafnium au sein de la phase zirconolite sur la cristallisation du verre. Il s’est avéré possible de synthétiser à la fois les céramiques et les vitrocéramiques voulues, ainsi que des vitrocéramiques mixtes (Zr - Hf). La substitution du zirconium par le hafnium n’a apparemment que peu d’influence sur l’environnement du néodyme (simulant des actinides mineurs) dans la structure zirconolite. Toutefois, répartis au sein d’une matrice vitreuse, les éléments constitutifs de la zirconolite-Hf ont beaucoup plus de difficultés à former la phase cristalline que dans le cas des éléments de la zirconolite-Zr, probablement à cause d’une plus grande solubilité du hafnium dans le verre parent.
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"La solution pour les déchets nucléaires devrait être collective" Propos recueillis par Sarah Frères

"La solution pour les déchets nucléaires devrait être collective" Propos recueillis par Sarah Frères

Sur une période de 100 ans, l’activité nucléaire en Belgique produit environ : 70 000 m³ de déchets de faible activité (82% de déchets nucléaires) et 11 000 m³ de déchets de moyenne activité (13% ) et 4500 m 3 de déchets de haute

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Gestion à long terme des déchets nucléaires belges moyennement et hautement radioactifs : Construire un dispositif communicationnel et dialogique mais comment?

Gestion à long terme des déchets nucléaires belges moyennement et hautement radioactifs : Construire un dispositif communicationnel et dialogique mais comment?

En effet, fort de sa reconnaissance scientifique et structurelle, l’ONDRAF a établi un dialogue avec les autorités publiques excluant dans les années 80 les citoyens du débat (Minon, 2011) tandis que la question des aspects sociétaux, secondaire dans la gestion des déchets nucléaires, se résume avant tout à une compensation financière (Minon, 2010). Dans cette approche classique d’ingénieur, l’aspect sociétal de la problématique sur la gestion des déchets nucléaires était donc tout simplement ignoré ou traité par défaut en fin de processus 3 . En 1994, le rejet massif de la population locale concernant le programme de gestion des déchets faiblement radioactifs (Catégorie A) proposé selon une approche top down, va redéfinir le mode de gouvernance 4 , qui passe par la mise en place d’une approche intégrée du citoyen et de toute autre partie prenante. Ainsi, anticipant les problèmes susceptibles d’intervenir lors de la mise en œuvre du programme, l’ONDRAF fait le constat du manque d’assise sociétale de ses hypothèses de gestion (ONDRAF/NIRAS, 2001) concernant son Plan pour les déchets B&C et met en avant l’importance d’impliquer les scientifiques, les techniciens, le public en général, les parties-prenantes (stakeholders) et les autorités responsables (ONDRAF/NIRAS, 2001). Techniquement et internationalement reconnue, la solution d’enfouissement dans l’argile de Bôôm ou les argiles Yprésiennes préconisées par l’organisme restait dépourvue de légitimité formelle. Par conséquent, le Ministre de tutelle de l’époque, face à cette constatation donnera pour mission supplémentaire à l’ONDRAF d’engager un dialogue sociétal à tous les niveaux (Ibid) 5 . Pour ce faire, l’organisme fait appel à un autre type d’expertise : celle des sciences sociales.
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100 000 ans de déchets nucléaires : le défi de la légitimité démocratique à long terme

100 000 ans de déchets nucléaires : le défi de la légitimité démocratique à long terme

Enfin, il existe une série d’incertitudes concernant le statut de l’énergie nucléaire dans un mixte énergétique bas carbone. Sa renaissance est souvent régulièrement invoquée et critiquée (Berkhout 1991 ; Darst & Dawson 2010 ; Diaz-Maurin & Kovacic 2015 ; Lock et al. 2014). Dès lors, la légitimité du cadrage de la politique publique des déchets nucléaires est sous tension : « est-il légitime de traiter la gestion des déchets indépendamment d’une politique quant à leur source ? » (Zwetkoff 2012 : 7). Ce choix de scinder les débats à des répercussions importantes sur la frontière imposée au débat éthique et à la temporalité du problème à considérer (Timmerman 2009 : 57). Au Canada, par exemple, le gestionnaire de déchets a fait le choix de se focaliser sur le présent et le futur d’un problème à considérer sans questionner éthiquement son origine. Or, les prises de position politiques des autres acteurs sur le sujet sont loin de scinder systématiquement le débat.
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Déconstruire la politique européenne de gestion des déchets nucléaires. Une stratégie critique ?

Déconstruire la politique européenne de gestion des déchets nucléaires. Une stratégie critique ?

Toute autre reproduction est interdite sauf accord préalable de l'éditeur, en dehors des cas prévus par la législation en vigueur en Belgique. Référence électronique Citation : Grégoire Lits, " Déconstruire la politique européenne de gestion des déchets nucléaires ", Émulations, n°8, 2011. (mise en ligne avril 2012). URL :

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Etude de la synthèse de composites liquides organiques/géopolymère en vue du conditionnement de déchets nucléaires

Etude de la synthèse de composites liquides organiques/géopolymère en vue du conditionnement de déchets nucléaires

ETUDE DE LA SYNTHESE DE COMPOSITES LIQUIDES ORGANIQUES/GEOPOLYMERE EN VUE DU CONDITIONNEMENT DE DECHETS NUCLEAIRES Ce travail s’inscrit dans le cadre du conditionnement de liquides organiques radioactifs sans filière de gestion. Le procédé est basé sur une émulsification de liquide organique dans un silicate alcalin permettant la synthèse d’une matrice géopolymère. La première partie de ce travail consiste à effectuer un criblage sur différents liquides organiques. Un système modèle représentatif des différentes huiles et une formulation de référence de géopolymère sont définis. La seconde partie porte sur la structuration des enrobés de liquide organique, du mélange des réactifs jusqu’à l’obtention du matériau final, et vise à déterminer les phénomènes permettant la synthèse d’un composite homogène. Les deux dernières parties visent à caractériser le matériau en étudiant respectivement sa structure (structure chimique, porosité du géopolymère et dispersion de l’huile) et ses propriétés vis-à-vis de l’application à l’immobilisation de déchets radioactifs. Contrairement aux matrices cimentaires silico-calciques, la structuration du géopolymère n’est pas impactée par la nature chimique des liquides organiques. Seules les huiles acides inhibent ou freinent la réaction de géopolymérisation. Afin d’obtenir un matériau homogène la présence de molécules tensio-actives est obligatoire. Le mécanisme de stabilisation des émulsions, à la base du procédé, repose sur une synergie entre les molécules tensio-actives et les particules d’aluminosilicates présentes dans la pâte de géopolymère. Les cinétiques (chimique et mécanique) de la géopolymérisation ne sont pas impactées par la présence d’huile ou de tensio-actifs. Seule une augmentation des modules viscoélastiques et du caractère élastique des pâtes peut être constaté. Cette différence de comportement rhéologique est en majeure partie liée à la présence de tensio-actif. La structure de la matrice est identique à celle d’un géopolymère pur de même formulation. Le liquide organique est dispersé dans des inclusions sphériques dont le rayon est compris entre 5 et 15 μm. Ces gouttelettes sont séparées les unes des autres, et de l’environnement par le réseau mésoporal du géopolymère. Les propriétés mécaniques et de lixiviation ont aussi été évaluées.
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Évolution des controverses face à l'implantation d'une infrastructure nucléaire : les réfections des installations de stockage de déchets nucléaires de la centrale Gentilly-2 (1994-2004).

Évolution des controverses face à l'implantation d'une infrastructure nucléaire : les réfections des installations de stockage de déchets nucléaires de la centrale Gentilly-2 (1994-2004).

RÉSUMÉ Les infrastructures nucléaires, comme l’ensemble des équipements énergétiques, induisent diverses charges pour l’environnement et la population. Ces différentes charges environnementales et sociales sont à la base des controverses qui caractérisent presque systématiquement l’implantation d’équipements énergétiques et nous ont poussé à approfondir le sujet. Les controverses entourant le nucléaire sont particulièrement intéressantes à étudier car tant que les fondements des controverses, toujours chargées en émotion, qui entourent la filière nucléaire, ne seront pas mieux compris, on ne peut espérer parvenir à des résolutions de conflits satisfaisantes. Les agrandissements successifs des équipements de stockage de déchets nucléaires effectués à la centrale Gentilly-2 en 1994 et 2004, nous ont permis d’approfondir nos connaissances des controverses entourant la filière nucléaire, mais surtout de jeter un nouvel éclairage sur leur évolution au cours des dernières années. Il est assez rare que l’on puisse faire une analyse de l’évolution des controverses avec le même type d’infrastructure au même endroit à dix ans d’intervalle; ce qui donne un caractère novateur à nos résultats. Nos résultats permettent de proposer un modèle original de l’évolution des controverses entourant les projets d’infrastructures nucléaires. Ce modèle suggère que cette évolution est entre autres caractérisée par des changements profonds dans l’origine géographique des opposants et des partisans, une plus grande capacité des acteurs à mobiliser des expertises scientifiques et techniques, une radicalisation des controverses et une restructuration et une professionnalisation de l’opposition.
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Étude de vitrocéramiques modèles riches en CaMoO4 pour le confinement de déchets nucléaires

Étude de vitrocéramiques modèles riches en CaMoO4 pour le confinement de déchets nucléaires

1.1. ORIGINE ET GESTION DES DÉCHETS NUCLÉAIRES enrobés dans une matrice vitreuse, appelée verre résiduel. Elles sont généralement obtenues à partir d'un verre par traitements thermiques de nucléation et croissance (cf. annexe C p. 225 ). Par rapport aux verres, elles permettent de disposer de meilleures propriétés de connement et de meilleures capacités d'incorporation de certains éléments, peu solubles dans les verres. La durabilité chimique est souvent limitée par celle du verre résiduel, donc sa composition doit être optimisée. Les vitrocéramiques présentent généralement une stabilité thermique intéressante (déjà dévitriées) et de bonnes propriétés mécaniques (résis- tance à la ssuration). Par rapport aux céramiques, elles sont plus faciles à élaborer à l'échelle industrielle en milieu radioactif. La présence du verre résiduel permet également d'avoir une bonne tolérance par rapport aux variations de composition des solutions de déchets à traiter. De plus, les vitrocéramiques présentent une double barrière de connement des radionucléides s'ils sont préférentiellement incorporés dans les phases cristallines.
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Etude électrochimique des mécanismes de la biocorrosion à l'interface de l'acier au carbone en présence de bactéries ferri-réductrices et hydrogénotrophes dans le contexte de stockage des déchets nucléaires.

Etude électrochimique des mécanismes de la biocorrosion à l'interface de l'acier au carbone en présence de bactéries ferri-réductrices et hydrogénotrophes dans le contexte de stockage des déchets nucléaires.

La sûreté du stockage de déchets nucléaires est un sujet de préoccupation majeure. Il est prévu de stocker les déchets de haute activité pendant des millions d’années dans des conteneurs métalliques enfouis dans des formations argileuses à une profondeur de 500 m. La resaturation du milieu va entraîner l’arrivée d’eau au contact du colis provoquant la corrosion des matériaux métalliques en milieu anoxique, avec production d’hydrogène et de produits de corrosion comme des oxydes de fer III. Cette production d’hydrogène représentera une nouvelle source énergétique pour le développement bactérien. La croissance des biofilms bactériennes dans l’environnement des conteneurs en acier carbone pourrait contribuer à la biocorrosion. L’objectif de cette étude était de caractériser les interfaces électrochimiques afin de comprendre les mécanismes de la biocorrosion de l’acier au carbone mis en jeu en présence de Shewanella oneideinsis, une bactérie ferri-réductrice et hydrogénotrophe. Pendant cette étude les oxydes de fer III et l’hydrogène formés à partir de la corrosion anaérobie ont été utilisés comme donneur et accepteur d’électrons respectivement pour le métabolisme bactérien. Le taux de consommation d’hydrogène a été estimé à l’aide de la technique de microscopie électrochimique à balayage. Enfin, l’influence de la génération locale d’hydrogène a été évaluée par chronoampérométrie. Finalement, le mécanisme de la corrosion généralisée a été mis en évidence à partir des techniques d’impédance globale et locale.
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Modélisation 3D du transport particulaire asynchrone en simple et double continuum matrice-fractures : application au stockage de déchets nucléaires

Modélisation 3D du transport particulaire asynchrone en simple et double continuum matrice-fractures : application au stockage de déchets nucléaires

La seconde partie du travail consiste donc à étendre le modèle particulaire au cas d’un milieu fracturé représenté à l’aide d’une approche double-continuum, dans laquelle la matrice po[r]

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Inhibition de la production d'hydrogène radiolytique dans les déchets nucléaires de type « enrobés bitumineux » :<br />étude de l'interaction entre l'hydrogène et l'hydroxosulfure de cobalt

Inhibition de la production d'hydrogène radiolytique dans les déchets nucléaires de type « enrobés bitumineux » :<br />étude de l'interaction entre l'hydrogène et l'hydroxosulfure de cobalt

I. Contexte de l’étude : les enrobés bitumineux Dans le domaine nucléaire en France, le bitume est principalement utilisé pour le conditionnement des boues provenant de la décontamination des effluents liquides de moyenne activité générés lors des différentes étapes de traitement du combustible irradié. Les procédés de traitement de ces effluents reposent sur des opérations de concentration par évaporation et d’insolubilisation des radionucléides par précipitation chimique. Parmi tous les entraîneurs employés pour la décontamination des effluents liquides, on retiendra que le sulfure de cobalt est utilisé pour co-précipiter les isotopes radioactifs du ruthénium, de l’antimoine et du cobalt. L’extrait sec contenu dans les enrobés est constitué, pour la plus grande part, des réactifs utilisés pour insolubiliser les radionucléides. Environ 80 000 colis (c’est-à-dire l’ensemble constitué du déchet, de la matrice d’enrobage du déchet et du conteneur) ont été préparés depuis 1966 et sont entreposés à La Hague et à Marcoule [1] . A la production et pendant les phases d’entreposage et de stockage définitif des colis, l’auto- irradiation (radiolyse) du bitume induit une production de gaz de radiolyse (75 à 95% d’hydrogène produit selon le type de bitume [2] ) et un gonflement potentiel du volume total de l’enrobé par accumulation de bulles. La ventilation des installations d’entreposage permet de s’affranchir de la nature explosive de l’hydrogène produit. Cependant, le gonflement des enrobés est susceptible de poser des problèmes de sûreté car il peut conduire à des phénomènes de débordement. Il oblige à limiter le taux de remplissage des fûts lors du stockage. Cela implique un accroissement du nombre de fûts, donc du volume et des coûts de stockage.
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Technologies plasmas appliquées aux traitements thermiques des déchets nucléaires

Technologies plasmas appliquées aux traitements thermiques des déchets nucléaires

4. Un plasma d’arc de forte puissance pour un nouveau procédé industriel de traitement de déchet Un autre procédé est actuellement en cours de développement au CEA Marcoule, en lien avec l’Agence nationale pour la gestion des déchets radioactifs (ANDRA) et l’industriel AREVA. Ce procédé a pour objectif de traiter et conditionner une catégorie de déchets technologiques solides, mélange de métaux et de matières organiques (vinyles, polyéthylène, gants en polymères) produits principalement lors du recyclage du combustible nucléaire par l’industriel AREVA [4].
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Etude théorique de complexes d'éléments f trivalents pour le retraitement des déchets nucléaires

Etude théorique de complexes d'éléments f trivalents pour le retraitement des déchets nucléaires

Dans la première partie ( hapitre 3), nous avons souligné le di- ile ompromis à trouver entre l'anité des extra tants pour les terres rares, qui augmente ave leur dureté et repose d[r]

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100 000 ans de déchets nucléaires: le défi de la légitimité démocratique à long terme

100 000 ans de déchets nucléaires: le défi de la légitimité démocratique à long terme

•   17 entretiens semi-directifs au Canada Au niveau fédéral: Gestionnaire long terme des déchets (NWMO), le régulateur (CNSC), le Président de la commission Seaborn, l’agence canadienne d’évaluation environnementale, un député fédéral.

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