Présentation
RÉSUMÉ
Les réacteurs à neutrons rapides de 4ème génération permettent grâce au multirecyclage du plutonium d'utiliser environ 100 fois mieux l'uranium naturel que les réacteurs à eau légère actuels. Ce multirecyclage permet aussi d'optimiser la gestion des déchets nucléaires. Il nécessite toutefois des adaptations au niveau du réacteur et des installations du cycle et du transport des combustibles compte tenu des spécificités des assemblages combustibles mis en oeuvre dans ces systèmes (puissance thermique, sources neutrons et gamma). Des études de scénarios permettent d'analyser les avantages et inconvénients potentiels qu'apporterait le multirecyclage du plutonium dans ces systèmes. Cet article présente de façon détaillée les résultats de ces études.
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Thanks to plutonium multi-recycling, fourth generation 4 fast neutron reactors can now use natural uranium 100 times more profitably than current light water reactors. This multi-recycling can also optimize nuclear waste management. However, it requires some adaptations in the cycle facilities and for the transportation of fuel assemblies due to certain specific features (thermal power, neutron and gamma sources). Scenario studies enable us to analyze the potential advantages and disadvantages of the nuclear cycle changes made possible with these systems. This article presents in detail the results of these studies.
Auteur(s)
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Jean-Michel DELBECQ : Ancien Directeur du Programme Systèmes Nucléaires du Futur à EDF Recherche et Développement
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Bertrand CARLIER : Ingénieur – AREVA, AREVA NP, Paris La Défense, France
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Christine CHABERT-KORALEWSKI : Chef de Projet « Scénarios et Technico-Économie du cycle », CEA/Direction de l'Énergie Nucléaire Cadarache, Saint Paul-lez-Durance, France
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Romain ESCHBACH : Chef du Laboratoire d'Études du Cycle (LECy), CEA/Direction de l'Énergie Nucléaire, Cadarache, Saint Paul-lez-Durance, France
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Dominique FAVET : Senior Expert MOX – Direction Opérationnelle Recyclage AREVA-NC – Paris La Défense, France
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Véronique GARAT : Ingénieur – AREVA, AREVA NP, Lyon, France
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Claude GARZENNE : Expert Senior en Physique du Cycle, EDF Recherche et Développement, Clamart, France
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Laurent GAUTHIER : Ingénieur – AREVA, AREVA NP, Lyon, France
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Frédéric LAUGIER : Ingénieur, EDF Direction Production Ingénierie/Division Combustible Nucléaire, Cap Ampère, Saint-Denis, France
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Alain ZAETTA : Chef du Département d'Études des réacteurs CEA/Direction de l'Énergie Nucléaire Cadarache, Saint Paul-lez-Durance, France
INTRODUCTION
Deux grands modes de gestion des combustibles sont possibles :
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le cycle ouvert où les combustibles usés sont considérés comme des déchets ultimes, destinés au stockage géologique ;
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le cycle fermé où les matières valorisables (uranium et plutonium) contenues dans les combustibles usés sont recyclées. Le complément de matières au sein des combustibles usés représente les déchets ultimes qui, après vitrification, sont mis au stockage géologique.
En France, le cycle du combustible n'est plus complètement ouvert depuis presque 30 ans. Le recyclage du plutonium dans les combustibles MOX a été mis en œuvre pour la première fois en 1987 à la centrale de Saint-Laurent- des-Eaux et le recyclage de l'uranium de retraitement sous forme de combustible URE pour la première fois en 1994 à la centrale de Cruas. En fait, le cycle du combustible évolue constamment avec des constantes de temps très longues, à la fois au niveau de la conception de ces évolutions et au niveau de leurs effets après leur déploiement. Ainsi, la faisabilité du recyclage du plutonium dans les REP a été démontrée en s'appuyant sur des expérimentations qui ont commencé dès 1963 dans le réacteur à eau pressurisée belge BR3 et se sont poursuivies dans la centrale Chooz A à partir de 1974. La décision de le recycler industriellement en France a été prise en 1985. Depuis le début du déploiement du parc REP français, dans la seconde moitié des années 1970, les évolutions ont été nombreuses pour rechercher une meilleure efficacité dans l'utilisation de l'uranium et optimiser la gestion des déchets : accroissement des taux de combustion moyens depuis environ 30 GWj/tU jusqu'à 45 GWj/tU dans les années 2000 grâce à la mise en œuvre de gestions nouvelles du combustible, traitement des combustibles à l'uranium enrichi déchargés des réacteurs dès le début des années 1980, recyclage du plutonium et de l'uranium de retraitement, etc. Toutes ces évolutions ont des impacts multiples sur la gestion des matières et des déchets, sur les réacteurs et les installations du cycle, autrement dit sur le « système nucléaire » dont la cohérence doit être assurée dans la durée. Ces impacts se situent à différentes échelles de temps, dont certaines sont très lointaines et il est indispensable de les anticiper suffisamment tôt.
Des évolutions sont bien sûr encore à venir sur le parc actuel et avec la mise en service des réacteurs de 3e génération comme EPR : le cycle y restera partiellement fermé. La fermeture complète du cycle viendra avec les systèmes nucléaires de 4e génération qui font l'objet de développements importants dans le monde depuis le début des années 2000, que ce soit dans le cadre d'une collaboration internationale à travers le Forum International « Generation IV » ou dans le cadre de programmes nationaux. Les objectifs assignés à ces systèmes sont, outre ceux des réacteurs de 3e génération (sûreté, compétitivité notamment), des objectifs liés à la « soutenabilité » : mieux utiliser les ressources combustible et optimiser la gestion des déchets nucléaires. Les systèmes de 4e génération en cours d'étude sont pour la plupart des réacteurs à neutrons rapides avec un cycle complètement fermé uranium/plutonium. En France, en particulier, le choix a été fait de développer prioritairement le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium dont le niveau de maturité est le plus avancé et un démonstrateur technologique, dénommé ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration) d'une puissance de 600 MWe, est développé sous le pilotage du CEA. Sa mise en service est prévue aux alentours de 2025 avec les installations du cycle associées. Le développement de ces systèmes jusqu'à la maturité industrielle prendra du temps (milieu du XXI e siècle). La transition entre un parc nucléaire de 3e génération et un parc nucléaire de 4e génération se fera sur une durée séculaire et elle fera cohabiter les deux générations de réacteurs et de cycles. Cette transition doit se faire en garantissant la cohérence du cycle du combustible qui sera alors encore plus qu'aujourd'hui un point clé du « système nucléaire ». Les développements associés à ces évolutions encore lointaines se préparent dès aujourd'hui pour que, notamment, le maintien de cette cohérence soit garanti.
Cet article a pour objet de présenter les apports du cycle du combustible nucléaire de 4e génération et la transition possible entre le cycle actuel des réacteurs à eau légère et le cycle futur en utilisant les résultats d'études de scénarios de déploiement des réacteurs à neutrons rapides. Le multirecyclage du plutonium dans ces systèmes est traité dans cet article. La transmutation des actinides mineurs est une option potentielle du cycle de ces systèmes : elle est présentée dans un autre article intitulé « La transmutation des actinides mineurs dans les systèmes de 4e génération » [BN 3 562].
KEYWORDS
plutonium cycle | generation four reactor
DOI (Digital Object Identifier)
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5. Multirecyclage du plutonium dans les RNR de 4e génération
5.1 Scénarios étudiés
On s'intéresse ici uniquement à des scénarios de déploiement d'un parc de RNR complet ou partiel recyclant le plutonium, en cohabitation avec des REP, en l'occurrence des EPR. Ces scénarios permettent d'illustrer les performances du cycle fermé uranium/plutonium. Les scénarios sont les suivants :
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déploiement d'un parc complet de RNR-Na en deux étapes à partir de 2040, nommé RNR_2040 (figure 5) ;
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déploiement d'un parc complet de RNR-Na avec un décalage en 2080 de la date de démarrage de la filière RNR, nommé RNR_2080 (figure 6) ;
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évolution vers un parc mixte REP UOX – REP MOX – RNR-Na, nommé REP_RNR. Le principe de ce parc futur est le suivant : les REP MOX sont alimentés avec le plutonium de bonne qualité isotopique provenant des REP UOX et des RNR-Na, les RNR-Na sont alimentés par le plutonium de qualité dégradée retiré des MOX REP usés (§ 2.3). Les RNR-Na, déployés dès 2040, sont rendus très surgénérateurs par l'ajout de couvertures fertiles pour compenser la consommation de plutonium dans les REP MOX. La composition retenue pour le parc final est de 44,5 % REP UOX, 25,5 % de REP MOX et 30 % de RNR-Na.
Le concept de RNR-Na pris en compte dans ces études est le SFR V2b, légèrement surgénérateur sans couvertures fertiles, développé par le CEA ...
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Multirecyclage du plutonium dans les RNR de 4e génération
BIBLIOGRAPHIE
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(1) - CEA Direction de l'énergie nucléaire - La gestion durable des matières radioactives avec les réacteurs de 4e génération. - Déc. 2012 http://www.cea.fr/
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(2) - Loi no 91-1381 du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs - http://www.legifrance.gouv.fr/
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(3) - Loi no 2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des matières et déchets radioactifs - http://www.legifrance.gouv.fr/
-
(4) - A technology roadmap for generation IV nuclear energy systems. - Déc. 2002 http://www.gen-4.org/PDFs/ GenIVRoadmap.pdf
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(5) - HCTISN - Avis sur la transparence de la gestion des matières et des déchets nucléaires produits aux différents stades du cycle du combustible. - 12 juil. 2010 http://www.hctisn.fr
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