Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
RÉSUMÉ
Le combustible irradié en sortie des réacteurs nucléaires contient une grande quantité de plutonium. Cet article décrit les caractéristiques et les usages possibles de ce plutonium, notamment sous forme de MOX. Il tente d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium. Une comparaison des performances des différents procédés vient conclure cette présentation.
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Lire l’articleAuteur(s)
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Bruno SICARD : Conseiller scientifique du Commissariat à l’énergie atomique(CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Saclay
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Alain ZAETTA : Chef du service de physique des réacteurs et du cycle au Commissariat à l’énergie atomique (CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Cadarache
INTRODUCTION
Au niveau mondial le combustible irradié déchargé annuellement des réacteurs nucléaires contient environ 70 tonnes de plutonium, soit l’équivalent de près de 150 Mtep (millions de tonnes équivalent pétrole), ce qui est supérieur à la production annuelle de pétrole du Koweit. Entre 1960 et 1970, les recherches sur le recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides sont stimulées par la crainte de voir les réserves en uranium s’amoindrir voire s’épuiser. Au début des années 1980, l’intérêt pour cette technologie est relancé, mais seul le monorecyclage du plutonium dans les réacteurs à eau légère est mis en œuvre. Au début des années 1990, deux événements sont venus modifier ce contexte avec, d’une part, l’opposition d’une partie de l’opinion publique à l’enfouissement des déchets nucléaires de haute activité et à vie longue ce qui à conduit en France à la loi de décembre 1991 définissant trois axes de recherche pour la gestion des déchets, d’autre part, la conséquence des accords de désarmement conclu entre la Russie et les États-Unis.
Les développements abordés dans cet article tenteront d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium.
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Comportement du combustible MOX en réacteur
En anglais
3. Incidence du Pu sur les caractéristiques des réacteurs
3.1 Incidence dans les réacteurs à neutrons thermiques
Comme on l’a vu précédemment, l’utilisation du MOX dans un réacteur à neutrons thermiques tend à augmenter le taux d’absorption en zone thermique ce qui conduit à une baisse du flux thermique. On parle de durcissement du spectre.
Les conséquences en sont multiples .
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Les efficacités des grappes de contrôle et du bore soluble utilisées dans les REP pour contrôler l’excès de réactivité en début de cycle s’en trouvent réduits.
La baisse de l’antiréactivité disponible réduit les marges sur les critères de sûreté et peut donc limiter la possibilité de l’introduction du MOX.
Bien que les REP actuels soient conçus pour respecter les critères de sûreté des seuls chargements UOX, certains disposent d’emplacements disponibles pour installer des grappes de contrôle supplémentaires.
La baisse sensible de l’efficacité du bore soluble (environ un facteur 2 entre UOX et MOX) a des incidences notables sur le respect des critères d’arrêt d’urgence et en condition de manutention. Les capacités d’adaptation des REP actuels étant limitées, la possibilité de chargement d’assemblages MOX s’en trouve également réduite.
Globalement pour ces raisons, et malgré les mesures compensatoires, le chargement en assemblages MOX dans les REP actuels est limité entre 30 et 50 % du nombre total d’assemblages présents dans le cœur.
Concernant les REP 900 du palier CPY français, l’autorisation de chargement à hauteur de 30 % en MOX des cœurs a été obtenue moyennant :
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l’ajout de 4 grappes de contrôle de la réactivité supplémentaires par rapport aux 53 déjà existantes (8 emplacements étaient disponibles) ;
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l’accroissement de la concentration en bore de certains réservoirs d’eau [REA (réservoir d’appoint eau et bore), PTR (traitement et refroidissement de l’eau des piscines)] en la portant de 2 000 à 2 500 p.p.m.
Ces...
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BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Livret CEA - Les centrales nucléaires dans le monde. - Édition 2000, CEA Direction de la stratégie et de l’évaluation 91191 Gif-sur-Yvette cedex, ISSN – 1280 – 9039.
-
(2) - BUSSAC (J.), REUSS (P.) - Traité de neutronique. - Hermann ISBN 2 7056 6011 9.
-
(3) - Accelerator-driven systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in advanced nuclear fuel cycles – A comparative study. - OCDE/AEN. La Seine Saint Germain, Issy-les-Moulineaux, 350 p. (2002).
-
(4) - Ouvrage collectif - Les déchets nucléaires. - Les éditions de physique, SFP – ISBN 286883-301-2 (1997).
-
(5) - HESKETH (K.), DELPECH (M.), SARTORI (E.) - The physics of plutonium fuels. - A review of organisation for Economic cooperation and development/Nuclear energy agency activites Nuclear Technology, volume 131, sept. 2000.
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(6) - ANIEL...
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