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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Fabrication du combustible MOX
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4. Comportement du combustible MOX en réacteur
L’objectif général est d’utiliser le combustible MOX dans les mêmes conditions que le combustible UO2 . Or depuis son introduction en réacteur en France dans les REP 900, le MOX est irradié pendant 3 cycles annuels, alors que le combustible UO2 réside 4 cycles en réacteur. La gestion est dite gestion « hybride ».
La future gestion appelée « Parité MOX » vise à gérer le combustible MOX comme le combustible UO2 . Il est donc nécessaire d’accroître l’épuisement de décharge du MOX en amenant son taux de combustion maximal (taux de combustion moyen de l’assemblage le plus chargé) à la même valeur que celui de l’UO2 : 52 GWj / t depuis 1998.
L’enjeu économique est important car l’atteinte de la parité entre les combustibles UO2 et MOX permettra de gérer de la même façon les deux types d’assemblages d’un même chargement et d’éviter la gestion « hybride » plus complexe en exploitation. De plus, l’augmentation de l’épuisement favorise le MOX qui ne doit pas comme l’UO2 être « surenrichi », ce qui a donc une répercussion bénéfique directe sur le coût du cycle.
Dans une première étape, en vue du passage en 2005 d’une stratégie de gestion « hybride » à une stratégie de gestion de 4 cycles annuels pour les deux types de combustibles dans les REP 900 MWe du parc EDF, on vise un taux d’épuisement maximal de 52 GWj / t. À moyen terme (vers 2010), en vue de gagner de la souplesse dans la gestion du combustible, l’objectif sera de porter le taux de combustion maximal des combustibles UO2 et MOX à une valeur de 55 à 60 GWj/ t.
En soutien de cet objectif, les axes de recherche et développement sont analogues à ceux développés pour la recherche des forts taux de combustion sur l’UO2 à savoir :
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le matériau de gainage, (en application directe de la recherche et développement pour l’UO2) ;
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le comportement du combustible actuel [MOX / MIMAS (Micronisation Master blend )] en conditions nominales et jusqu’à de forts taux de combustion : thermique, variations dimensionnelles, sollicitations sur la gaine, relâchement des gaz de fission ;
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le comportement global du crayon en conditions incidentelles (notamment rampes de puissances en transitoires...
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Comportement du combustible MOX en réacteur
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...
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