Scénarios Double Strate de Transmutation des ... - gedepeon

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Scénarios Double Strate de Transmutation des ... - gedepeon

Scénarios Double Strate de Transmutation

des Actinides Mineurs en ADS

Laboratoire SUBATECH Nantes

UMR 6457 – CNRS/in2p3 – Ecole des Mines de Nantes – Université de Nantes

Groupe de recherche ERDRE (Experimental Research on Data, Reactors and Energy)

- Nicolas Thiollière Chargé de recherche EMN

- Arnaud Guertin Chargé de recherche CNRS

- Jean-Baptiste Clavel Doctorant

-………

Atelier GEDEPEON : Bilan. 12/01/2011

Nicolas Thiolliere – CNRS/in2p3-EMN-Université de Nantes

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0. Sommaire

1. Introduction et motivations

2. Développement d’outils

3. Concept ADS MUST et études systèmes

4. Calculs à l’équilibre

6. Conclusions & perspectives

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1. Introduction et motivations

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1. Introduction et motivations - contexte

Loi n°2006-739 du 28 juin 2006 de programme relative à la gestion durable des

matières et déchets radioactifs :

1 - La séparation et la transmutation des éléments radioactifs à vie longue.

Les études et recherches correspondantes sont conduites en relation avec celles

menées sur les nouvelles générations de réacteurs nucléaires mentionnés à

l'article 5 de la loi n° 2005-781 du 13 juillet 2005 de programme fixant les

orientations de la politique énergétique ainsi que sur les réacteurs pilotés par

accélérateur dédiés à la transmutation des déchets, afin de disposer, en 2012,

d'une évaluation des perspectives industrielles de ces filières et de mettre en

exploitation un prototype d'installation avant le 31 décembre 2020.

Depuis 2000 à SUBATECH,

développement d’une

compétence systèmes ADS :

MEGAPIE

MYRRHA/XT-ADS

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1. Introduction et motivations - enjeux

Points faibles des scénarios ADS :

• Nombre d’ADS important coût élevé

• Inventaire d’actinides mineurs (cœur+cycle) important

Accroissement :

-puissance thermique

- temps d’irradiation

- densité de puissance

Paramètres ajustables de l’étude système

Intensité du faisceau

I ≤ 100 mA

Caloporteur :

Na, gaz, LBE, Sel fondu

Cible de spallation

Taille du cœur

disposition A.M. dans le cœur

homogène, hétérogène

EFIT

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k effectif :

k ≤ 0.98

Combustible :

Oxyde, métallique,

dilution en matrice inerte

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1. Introduction et motivations – roadmap

CEA - rapport d’étape

-niveau national

- puissance constante

- jusqu’en 2150

scénario type A:

- du nucléaire mondial

- ressources limitées

besoin de surgénérateur

scénario type B:

- modéré du nucléaire mondial

- ressources suffisantes

REP/EPR adéquat

Observables :

- Production de déchets

M(t), V(t), RT(t), S…

- Inventaire en A.M. en cycle/cœur

- Usine de retraitement

Flux, Radiopro., Prolif..?

Codes de calculs :

- Transport

-Evolution

-Scénario

ACDC

1 ère phase : 2010-2011

études systèmes

2 ème phase : 2011 – 2012

scénarios transitoires

scénarios équilibres

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2. Développement d’ outils

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2. Développement d’ outils - MURE

Code MURE (MCNP Utility for Reactor Evolution) :

Interface C++ au code de transport MCNP (Monte-Carlo N-Particle)

dN

dt

i



N

i

i

N

i

i



ji


ji

N

j



ji


ji

N

j





dN

dt

i




spal

Contribution basse énergie

(En ≤ 20 MeV)

Contribution spallation

(En ≥ 20 MeV)

Phase préliminaire (2009 - 2010):

Extension de MURE vers la haute énergie:

Evolution d’une cible de spallation

BENCHMARK EN COURS MURE vs CINDER’90

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2. Développement d’ outils - ACDC

Pour la détermination approchée de compositions à l’équilibre :

Actinides Code for Depletion Calculation

ACDC


dN

dt



A ,

N

avec



E

EdE

dE




A

N


, A


Résolution

i

CONSTANTES

-Flux de neutron

- Temps total d’irradiation

- Temps de cycle

- Temps de refroidissement

- Temps de fabrication

- Taux de fuite

numérique : RK2

t et N t k t

tot


Liste d’isotopes

21 fissiles + 1 PF + 1 DILU + 1 TMP

Pour chaque isotope

-N(t=0)

- XS – (n,f), (n,c), (n,2n)

-

-T 1/2

- Liste de réactions et d’isotopes parents

Recyclage (après refroidissement+fabrication) :

à la fin de chaque cycle, M PF redistribué entre les

noyaux à recycler en gardant la proportion initiale

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2. Développement d’ outils

Comparaison ACDC - MURE

ACDC

(n,)PF = 430 mb 500 mb

déviation après 4 ans d’irradiation

noyaux écart (%)

noyaux

écart(%)

238 Pu 1.7 237 Np 5.6

239 Pu 1.4 238 U 1.3

240 Pu 2.0 236 U 0.8

241 Pu 5.3 235 U 3.6

242 Pu 2.5 234 U 2.2

PF 0.7

242 Cm 9.9 241 Am 7.3

243 Cm 7.4 242m Am 0.9

244 Cm 0.5 243 Am 5.1

245 Cm 2.9

4 années d’irradiation en cœur à P = 3 GW th

246 Cm 1.1

247 Cm 4.6

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

- Augmentation de la taille du cœur sous-critique

-Aplatissement de la nappe de puissance

Faisceau incident :

-E p = 1 GeV

-I ≤ 100 mA

Utilisation d’une cavité RF réflectrice avec

un champs magnétique perpendiculaire au

faisceau

optimisation pour équiprobabilité

cœur

sous-critique

trou de faisceau basse énergie

permettant d’utiliser des aimants

kickers rapides

faisceau par cible pulsé

2 stations LINAC H - guidé vers un stripper magnétique

conduisant à un mélange H - et H 0 à re-stripper puis à

guider.

100 mA avec H - = gros challenge

cf EURISOL

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

S1 RNR-MOX Composition initiale ~équilibre

k eff ~0.97 Grillage 3D – 1 dimension en z

- Bonne configuration entre les cibles

- Flux chute rapidement au-de

réflecteur radial…?

fraction A.M. en cœur hétérogène…?

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

S1 RNR-MOX Composition initiale ~équilibre

k eff ~0.97 Grillage 3D – 25 dimension en z

110 cm

z

- Pas de réflecteur au dessus/dessous du cœur.

- Etude du flux de neutrons en fonction de la hauteur

du cœur.

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0

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

S1 RNR-MOX

k eff ~0.97

Composition initiale ~équilibre

flux/assemblage

Point de renormalisation

(2.10 -3 MeV)

Energie moyenne :

- center = 545 keV

- target = 653 keV

- far away = 512 keV

Utilisation probable

de plusieurs configurations

de flux…

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3. Concept ADS MUST et études systèmes

S1 RNR-MOX Composition initiale ~équilibre

k eff ~0.97 Grillage 3D – 25 dimension en z

E max

16000 eV/cm 3 /p src

P vol_max

800 W/cm 3

I max

50 mA

P max (cœur)

1.29 GW th

P vol_moyenne

129.5 W/cm 3

remarque :

Volume cellule

4×4×5 cm 3

Maillage OK…?

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5. Calculs à l’équilibre

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5. Calculs à l’équilibre – flux d’A.M.

REP – MOX

RNR – MOX

Production électrique en 2009 : 410 TWh

COMMISSARIAT GÉNÉRAL AU DÉVELOPPEMENT DURABLE

Chiffres clés de l’énergie octobre 2010

REP – MOX

kg/GWe.an kg/an %

RNR – MOX

kg/GWe.an kg/an %

237 Np 16.0 748.2 17.7 4.6 215.3 11.4

241 Am 38.5 1803.9 42.6 29 1357.2 71.8

242m Am 0.4 20.5 0.5 - - -

243 Am 24.5 1147.9 27.1 5.6 262.1 13.8

242 Cm - - - 0.01 0.5 2.5 10 -2

243 Cm 8.8 10 -2 4.1 9.7 10 -2 - - -

Masses annuelles

totales :

REP-MOX :

4232 kg / an

RNR-MOX :

1891 kg / an

244 Cm 9.2 430.5 10.2 1.2 56.2 3.0

245 Cm 1.6 73.8 1.7 - - -

246 Cm 6.6 10 -2 3.1 7.3 10 -2 - - -

247 Cm 1.1 10 -3 5.1 10 -2 1.2 10 -3 - - -

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5. Calculs à l’équilibre - évolution

-S1 RNR-MOX - Transmutation : 237 Np, 241 Am, 243 Am

- acdc (Compo Equi tmp) MURE XS acdc Composition à l’équilibre

- MURE avec ajustement MgO k eff = 0.97 et gestion de la réactivité avec

insertion des barres de commandes.

1 er cycle :

- équilibre ~atteint

- remarque pour le 242 Cm :

refroidissement + fabrication = 5+2 ans

pas pris en compte sur la figure.

L’équilibre final devrait être atteint

en quelques cycles…

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5. Calculs à l’équilibre - évolution

-S1 RNR-MOX - Transmutation : 237 Np, 241 Am, 243 Am

- acdc (Compo Equi tmp) MURE XS acdc Composition à l’équilibre

- MURE avec ajustement MgO k eff = 0.97 et gestion de la réactivité avec

insertion des barres de commandes.

barres levées

chute brutale des

barres de commande

barres enfoncées

- Optimisation du contrôle de la réactivité

par insertion de barres dans MURE

Taux de disparition net sur 5 ans :

- 237 Np 38% (-71 kg/an)

- 241 Am 43% (-432 kg/an)

- 243 Am 36% (-81 kg/an)

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5. Calculs à l’équilibre – gestion de la réactivité

-S1 RNR-MOX - Transmutation : 237 Np, 241 Am, 243 Am

- acdc (Compo Equi tmp) MURE XS acdc Composition à l’équilibre

- MURE avec ajustement MgO k eff = 0.97 et gestion de la réactivité avec

insertion des barres de commandes.

Il semble qu’il soit tout

à fait possible de gérer

la réactivité du cœur

sous critique pendant

une durée de 5 ans

d’irradiation…

plus de 5 ans…?

barres enfoncées

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barres levées

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5. Calculs à l’équilibre

Application de l’évolution MURE ~ à l’équilibre

– durée de cycle = 5 ans -multi-recyclé: 237 Np, 241 Am, 243 Am

- durée de refroidissement = 5 + 2 ans

- Composition initiale : A.M. à partir de la sortie RNR/MOX - Puissance = 1.4 GW th

Strate électrogène RNR-MOX :

Strate incinératrice ADS :

Puissance totale = 63 GW e

Nombre d’unités = 63 réacteurs de 1 GW e

M Np7 = 215.3 kg

M Am1 = 1357.2 kg

M Am3 = 262.1 kg

Flux d’actinides mineurs :

1835 kg/an

Puissance unitaire ~1.4 GW th

Taux de disparition net sur 5 ans :

- 237 Np 38% (-71 kg/an)

- 241 Am 43% (-432 kg/an)

- 243 Am 36% (-81 kg/an)

Taux de disparition d’actinides mineurs :

584 kg/an

entre 3 et 4 ADS pour y parvenir

à l’équilibre : 1kg d’AM = 2.5 MW th

3.4 ADS

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7. Conclusions

ACQUIS :

- Augmenter la puissance pour réduire le nombre d’ADS à quelques unités

- Aplatir la nappe de puissance pour augmenter de la densité de puissance

Division du faisceau de protons

Concept MUST à 3 et 4 cibles

3 à 4 unités pour strate RNR-MOX

~8 unités pour strate REP-MOX

- Augmenter les temps d’irradiation pour diminuer l’inventaire total (cœur + cycle)

Réactivité gérable sur 5 ans d’irradiation

RESTE A FAIRE :

- Optimisation du concept MUST en fonction des paramètres ajustables

- Augmenter les temps d’irradiation

- Gestion optimisée des barres de commandes avec MURE

- Efficacité de transmutation de cibles de Cm proches de la cible de spallation

- Acquisition d’un code de scénarios

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MERCI

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Diapos pour rappel

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3. Méthode et outils

BENCHMARK entre

CINDER’90 et MURE :

réflecteur Fe

profil d’irradiation :

164 jours

100 mA

cible de Pb

- 50% : 208 Pb

- 50% : 207 Pb

faisceau de

protons (1 GeV)

25 cm 50 cm

100 cm

Comparaison entre des noyaux d’intérêt pour les cibles de spallation :

-Plomb résidu

-Mercure résidu

-Hydrogène Cascade Intra-Nucléaire et évaporation

-Gaz rares fission

- Polonium Bi(p,xn) , Pb(,xn), 209 Bi(n,) 210 Po.

-…

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3. Méthode et outils

BENCHMARK entre

CINDER’90 et MURE :

Ordres de grandeurs et

évolution ~satisfaisants

- Des écarts similaires sont observés même sans spallation bases de données ?

ANALYSE EN COURS

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3. Méthode et outils

Dans MCNP, l’irradiation d’un milieu multiplicateur se fait via un mode « kcode »

Transport de N neutrons de fissions par cycle en stockant à chaque cycle les

n sites de fissions

pas de prise en compte d’une source externe de neutrons

le flux radial d’un ADS est biaisé

primordial en mode

hétérogène!

Mode irradiation inclus dans MURE

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1. Introduction et motivations

Principales conclusions

issues des études passées

- Performances comparables RNR

- Surcoût important

- Inventaire en A.M. en cœur + cycle important

+ Forte concentration en A.M. dans le cœur

Augmentation puissance unitaire

Analyse de sureté

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2. Développement d’ outils - ACDC

ACDC

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2. Développement d’ outils

Comparaison ACDC - MURE

ACDC

4 années d’irradiation en cœur

P = 3 GW th

déviation après 4 ans d’irradiation

noyaux écart (%)

238 Pu 1.7

noyaux

1.7 237 Np

écart(%)

Np 5.6

239 Pu 1.4 238 U 1.3

240 Pu 2.0 236 U 0.8

241 Pu 5.3 235 U 3.6

242 Pu 2.5 234 U 2.2

PF 0.7

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2. Développement d’ outils

Comparaison ACDC - MURE

déviation après 4 ans d’irradiation

noyaux écart (%)

242 Cm 9.9

243 Cm 7.4

244 Cm 0.5

245 Cm 2.9

246 Cm 1.1

247 Cm 4.6

noyaux

9.9 241 Am

7.4 242m Am

0.5 243 Am

écart(%)

Am 7.3

Am 0.9

Am 5.1

-acdc

-MURE

(n,)PF = 430 mb 500 mb

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