Présentation
En anglaisRÉSUMÉ
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.
Lire cet article issu d'une ressource documentaire complète, actualisée et validée par des comités scientifiques.
Lire l’articleAuteur(s)
-
Bruno SICARD : Conseiller scientifique du Commissariat à l’énergie atomique(CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Saclay
-
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.
DOI (Digital Object Identifier)
CET ARTICLE SE TROUVE ÉGALEMENT DANS :
Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Cycle du combustible nucléaire : de la mine à la fabrication du combustible > Gestion du plutonium civil > Améliorations possibles pour faciliter l’utilisation du Pu dans les REL
Accueil > Ressources documentaires > Énergies > Génie nucléaire > Conception, construction et exploitation des réacteurs nucléaires > Gestion du plutonium civil > Améliorations possibles pour faciliter l’utilisation du Pu dans les REL
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(169 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Présentation
7. Améliorations possibles pour faciliter l’utilisation du Pu dans les REL
Les limitations physiques du recyclage du Pu dans les REL standards sont dues aux conséquences du durcissement du spectre neutronique.
Ainsi, comme on l’a vu, dans les réacteurs REP 900 CPY, certaines adaptations ont été nécessaires pour accepter des cœurs chargés à 30 % en MOX.
Pour le réacteur EPR (European Pressurized Reactor ), ces moyens de renforcement du système de contrôle sont inclus dès la conception, permettant un chargement partiel de 50 % d’assemblages MOX .
Certaines options du système EPR sont également à l’étude pour permettre un chargement à hauteur de 100 % en MOX.
La figure 7 représente les taux de combustion moyen du lot déchargé en fonction de la teneur Pu dans un cœur EPR 100 % MOX.
Ces résultats sont donnés pour deux qualités de Pu :
-
Pu V1 : il s’agit du Pu moyen probablement disponible en France aux alentours de 2015 ;
-
Pu V3 : il s’agit d’un Pu caractéristique de celui obtenu après un nombre important de recyclages en REP. On peut la considérer comme représentative d’un Pu d’équilibre vis-à-vis du recyclage MOX en REP, ce qui explique que la proportion d’isotopes fissiles soit si faible (< 50 %).
Leurs compositions isotopiques, à 2 ans de vieillissement après retraitement, sont indiquées dans le tableau 8.
Ainsi si moyennant des systèmes de contrôle adaptés la faisabilité d’un cœur EPR 100 % MOX avec du Pu de qualité V1 est tout à fait envisageable, il n’en est pas de même d’un cœur EPR 100 % MOX avec un Pu de qualité V3.
Les teneurs Pu nécessaires deviennent en effet supérieures aux limites imposées, en particulier vis-à-vis de l’effet en réactivité que pourrait avoir une perte du modérateur.
Si on limite la teneur Pu à 12 %, valeur maximale généralement admise pour un cœur 100 % MOX, alors le taux de combustion moyen atteint n’est que de l’ordre de 30 GWj/ t, ce qui est totalement rédhibitoire par rapport aux exigences économiques.
C’est...
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(169 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive
Améliorations possibles pour faciliter l’utilisation du Pu dans les REL
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.
-
(6) - ANIEL...
Cet article fait partie de l’offre
Génie nucléaire
(169 articles en ce moment)
Cette offre vous donne accès à :
Une base complète d’articles
Actualisée et enrichie d’articles validés par nos comités scientifiques
Des services
Un ensemble d'outils exclusifs en complément des ressources
Un Parcours Pratique
Opérationnel et didactique, pour garantir l'acquisition des compétences transverses
Doc & Quiz
Des articles interactifs avec des quiz, pour une lecture constructive