La séparation et la transmutation des éléments radioactifs à ... - CEA
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<strong>CEA</strong> i Décembre 2012<br />
Figure 25 : schéma de manutention <strong>des</strong> assemb<strong>la</strong>ges usés dans un RNR-Na<br />
LAVAGE<br />
limite actuelle : 2,5 kW<br />
objectif : 7,5 kW<br />
MANUTENTION HORS CUVE<br />
SOUS SODIUM<br />
limite actuelle : 20 kW<br />
objectif : 40 kW<br />
stockage en périphérie<br />
du cœur<br />
Entreposage sous eau<br />
<strong>La</strong>vage<br />
Stockage externe<br />
sous sodium<br />
Cœur<br />
Cuve réacteur<br />
MANUTENTION EN CUVE<br />
pas de limite<br />
Si <strong>la</strong> <strong>transmutation</strong> <strong>des</strong> actini<strong>des</strong> mineurs en mode homogène<br />
a un impact modéré sur <strong>la</strong> puissance résiduelle <strong>des</strong><br />
combustibles usés, il en va tout autrement pour <strong>la</strong> <strong>transmutation</strong><br />
en mode hétérogène <strong>et</strong> notamment pour les couvertures<br />
fortement chargées que ce soit en actini<strong>des</strong> mineurs<br />
(CCAM) ou en américium seulement (CCAm). Comme on<br />
le verra plus loin, certains assemb<strong>la</strong>ges pourraient nécessiter :<br />
n plusieurs dizaines de jours (contre moins de 2 jours pour un<br />
assemb<strong>la</strong>ge MOX-RNR) pour atteindre <strong>la</strong> limite de 40 kW perm<strong>et</strong>tant<br />
d’envisager leur transfert hors de <strong>la</strong> cuve réacteur ;<br />
n 7 <strong>à</strong> 15 ans de refroidissement (contre environ 100 jours<br />
pour un assemb<strong>la</strong>ge MOX-RNR) avant d’atteindre une<br />
puissance thermique de 7,5 kW perm<strong>et</strong>tant de les entreposer<br />
sous eau.<br />
Les stockages internes <strong>et</strong> externes devront être dimensionnés<br />
en conséquence.<br />
Impact sur <strong>la</strong> chaudière nucléaire<br />
<strong>La</strong> <strong>transmutation</strong> <strong>des</strong> actini<strong>des</strong> mineurs n’impacte pas au premier<br />
ordre <strong>la</strong> conception de <strong>la</strong> chaudière nucléaire. Toutefois,<br />
certaines options de <strong>transmutation</strong> peuvent conduire <strong>à</strong> augmenter<br />
les dimensions du cœur avec de légères répercussions<br />
sur le diamètre de <strong>la</strong> cuve. C’est le cas par exemple de <strong>la</strong> <strong>transmutation</strong><br />
en mode hétérogène qui nécessite l’ajout d’une <strong>à</strong><br />
deux rangées de couvertures <strong>à</strong> <strong>la</strong> périphérie du cœur. Ce peut<br />
être également le cas <strong>des</strong> options qui nécessitent d’augmenter<br />
<strong>la</strong> capacité du stockage interne. En tout état de cause, l’impact<br />
sur le diamètre de cuve resterait très mo<strong>des</strong>te : +0,5 m pour<br />
une cuve d’une vingtaine de mètres de diamètre.<br />
4.3. Le développement <strong>des</strong> ADS<br />
[DTS-20] Contribution du CNRS<br />
Les systèmes dédiés <strong>à</strong> <strong>la</strong> <strong>transmutation</strong> <strong>des</strong> actini<strong>des</strong> mineurs<br />
visent <strong>à</strong> maximiser <strong>la</strong> capacité de <strong>transmutation</strong> par<br />
l’utilisation de cœurs fortement chargés en actini<strong>des</strong> mineurs<br />
<strong>et</strong> dépourvus d’uranium. Dans ces conditions, il est<br />
aujourd’hui admis que <strong>la</strong> sous-criticité est incontournable,<br />
du fait <strong>des</strong> mauvaises caractéristiques neutroniques <strong>des</strong><br />
combustibles très chargés en actini<strong>des</strong> mineurs. <strong>La</strong> proportion<br />
de neutrons r<strong>et</strong>ardés en particulier est très faible pour<br />
ces noyaux, <strong>et</strong> l’incinération dédiée en mode critique demande<br />
<strong>à</strong> introduire une masse significative d’ 238 U, qui dégrade<br />
sensiblement les performances de <strong>transmutation</strong>.<br />
Outre les travaux menés sur le développement <strong>des</strong> combustibles<br />
pour ADS (cf. 3.2.3), les recherches actuelles concernent<br />
<strong>la</strong> démonstration expérimentale du concept d’ADS de<br />
plusieurs dizaines de MW thermiques du point de vue de <strong>la</strong><br />
physique du cœur, de <strong>la</strong> tenue <strong>des</strong> matériaux <strong>et</strong> <strong>des</strong> accélérateurs.<br />
Les étu<strong>des</strong> par simu<strong>la</strong>tion concernent l’étude de<br />
concepts de fortes puissances <strong>et</strong> <strong>des</strong> performances <strong>des</strong> scénarios<br />
de <strong>transmutation</strong> associés. Ces recherches sont majoritairement<br />
menées en France par le CNRS.<br />
4.3.1. Démonstration expérimentale<br />
du concept ADS<br />
Depuis le milieu <strong>des</strong> années 1990 le concept de réacteur<br />
sous-critique piloté par accélérateur a refait surface dans un<br />
concept revisité par C. Rubbia. Ce dernier a conduit <strong>à</strong> c<strong>et</strong>te<br />
époque deux expériences au CERN afin de renforcer le<br />
concept théorique par une approche expérimentale. Les expériences<br />
Feat (First Energy Amplifier Test, 1995) <strong>et</strong> Tarc<br />
(Transmutation by Adiabatic Resonance Crossing, 1996)<br />
visaient <strong>à</strong> démontrer le gain en énergie d’un tel système<br />
pour l’une (c’est-<strong>à</strong>-dire <strong>à</strong> quantifier sa capacité <strong>à</strong> produire<br />
plus d’énergie qu’il n’en consomme) <strong>et</strong> son aptitude <strong>à</strong> <strong>la</strong><br />
<strong>transmutation</strong> de certains déch<strong>et</strong>s nucléaires pour l’autre.<br />
A <strong>la</strong> même époque (1996-1997) s’est mis en p<strong>la</strong>ce en France<br />
le groupement de recherche Gedéon (Gestion <strong>des</strong> Déch<strong>et</strong>s<br />
par <strong>des</strong> Options Nouvelles) établissant une convention entre<br />
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