Bibliographie & annexes
Présentation
En anglais
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. L'incinération des actinides mineurs est théoriquement possible dans ces systèmes et permettrait d'optimiser la gestion des déchets nucléaires, principalement en réduisant l'emprise du stockage géologique. Elle pose toutefois des problèmes difficiles, notamment par une complexification des usines et une protection des personnels devant «manipuler» ces matières, pour un bilan relatif à bien peser entre inconvénients et avantages potentiels. Les études de scénarios permettent d'analyser les différentes options d'évolution du cycle du combustible que pourraient apporter ces systèmes. Cet article présente de façon détaillée les résultats de ces études.
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Thanks to plutonium multi-recycling, generation 4 fast neutron reactors can now use natural uranium 100 times more profitably than current light water reactors. Minor actinide transmutation is possible in these reactors and can optimize nuclear waste management, mainly by reducing the area of geological disposal. However, it raises difficult problems, in particular in the complexification of the cycle facilities and the protection of the workers handling these materials. The balance between the overall advantages and disadvantages has to be carefully weighed. Scenario studies enable us to analyze the different options for 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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Claude GARZENNE : Expert Senior en Physique du Cycle, EDF Recherche et Développement, Clamart, France
-
Frédéric LAUGIER : Ingénieur, EDF Direction Production Ingénierie/Division Combustible Nucléaire, Cap Ampère, Saint-Denis, France
-
Alain ZAETTA : Chef du Département d'Études des Réacteurs CEA/Direction de l'Énergie Nucléaire, Cadarache, Saint Paul-lez-Durance, France
INTRODUCTION
Les systèmes nucléaires de 4e génération 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 fermé uranium/plutonium. En France, en particulier, le choix a été fait de développer prioritairement le réacteur à neutrons rapides refroidi au sodium 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. La 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. Cet article a pour objet de présenter les apports du cycle du combustible nucléaire de 4e génération, plus particulièrement pour la transmutation des actinides mineurs et la transition 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 en France. Les apports du multirecyclage du plutonium seul dans les systèmes de 4e génération est quant à lui présenté dans [BN 3 561].
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KEYWORDS
plutonium cycle | minor actinides transmutation
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Cycle actuel du combustible en France et cycle futur de « 4e génération » (rappel)
En anglais
2. Un peu de physique de la transmutation dans les RNR
2.1 Rappel : le principe de la régénération du plutonium (sur-, iso- ou sous-génération)
La fission du noyau d'un atome, typiquement de 239Pu, libère une énergie d'environ 200 MeV, essentiellement sous forme d'énergie cinétique emportée par les produits de fission au sein du combustible. Cette énergie cinétique est ensuite dissipée sous forme thermique par ralentissement des produits de fission dans le milieu avoisinant. Ainsi, pour produire 1 TWh thermique, il faut fissionner environ 44 kg de matière fissile. Exprimé en kg par TWh électrique (noté TWhe), il faut tenir compte du rendement électrique de l'ensemble réacteur-turbine qui varie selon le type de réacteur nucléaire. Pour les REL, le rendement étant de l'ordre de 33 %, il faut fissionner environ 130 kg/TWhe. Pour les RNR dont le rendement est de 40 %, la consommation s'établit à environ 110 kg/TWhe.
Mais d'autres réactions nucléaires, autres que la fission, interviennent sous irradiation neutronique dans le combustible nucléaire. La capture neutronique joue un rôle clé dans la mesure où elle conduit à la production de matière fissile. La réaction de ce type la plus importante est la capture d'un neutron par un noyau d'238U (isotope difficile à fissionner même avec des neutrons rapides), le transformant en 239Pu (isotope très fissile) après deux décroissances β– rapides :
L'238U est communément appelé « noyau fertile », car par cette réaction de capture, il se transforme en un noyau fissile.
Ainsi, le bilan en matière fissile dépend de deux termes :
-
un taux de consommation fixe par unité d'énergie produite ;
-
un taux de production variable dépendant des caractéristiques du combustible.
Si le taux de production égale le taux de consommation, on parle d'isogénération. Si le taux de production est supérieur au taux de consommation, on parle de surgénération. À l'inverse, si le taux de production est inférieur au taux de consommation, on parle de sous-génération. Cela est illustré sur la figure ...
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Un peu de physique de la transmutation dans les RNR
BIBLIOGRAPHIE
-
(1) - Direction de l'énergie nucléaire - La gestion durable des matières radioactives avec les réacteurs de 4e génération. - CEA, déc. 2012. http://www.cea.fr/
-
(2) - * - Loi no 91-1381 du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs http://www.legifrance.gouv.fr/
-
(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
-
(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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