De la fission aux nouvelles filiÃ¨res - Cenbg - IN2P3

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entre 7 et 8% en plutonium. Ces teneurs permettent d’équilibrer la production et la consommation de plutonium et d’américium produits par l’ensemble du parc tout en respectant les critères de sûreté en réacteur. A l’échelle laboratoire, le procédé de fabrication a été validé pour des teneurs allant jusqu’à 5% massique en américium. A l’échelle industrielle, des aménagements spécifiques sont à prévoir tant pour le procédé de fabrication que pour assurer la radioprotection. L’usine MELOX n’a pas été dimensionnée à la fois pour des isotopies Pu aussi dégradées que celles issues du multirecyclage et des teneurs finales en Am aussi élevées. De plus la présence de curium est rédhibitoire (quelques ppm admissibles) dans cette installation et nécessite d’avoir un facteur de décontamination du curium dans l’américium très élevé. Aussi, la possibilité de réaliser des pastilles Pu+Am dans MELOX semble exclue. La faisabilité neutronique du concept et son acceptation en cœur (en regard du respect des critères de sûreté du réacteur) est démontrée pour les teneurs envisagées. Sous irradiation ce combustible génère des quantités importantes d’hélium, ce qui nécessite de modifier le dessin du crayon combustible. Une R&D spécifique associée à un programme de qualification est probablement nécessaire sur ce point. Pour l’entreposage intermédiaire des actinides mineurs séparés, les études ont été menées pour le cas le plus difficile du curium, dimensionnant du point de vue thermique. En termes de radiotoxicité, ce scénario permet la stabilisation des flux américium et plutonium en 30 ans alors que la quantité de curium entreposée croit de façon linéaire à partir de 2050 à raison d’une tonne par an (à comparer à 0.6t/an dans le cas d’un recyclage du plutonium seul). Dans un scénario de recyclage conjoint du plutonium et de l’américium en REP, • la quantité d’américium doit rester limitée (1 % en masse environ), • un sur-enrichissement pénalisant en 235U est nécessaire, • le crayon doit être en partie redimensionné, • la fabrication du combustible MOX UE-Am ne peut pas être réalisée dans l’usine MELOX actuelle. Pour une mise en place de la séparation poussée en 2015 et une introduction à la vitesse de 1,5 GWe/an de REP recyclant l’américium à partir de 2020, la stabilisation des flux américium et plutonium se réalise en 30 ans mais la quantité de curium entreposée croît à partir de 2020 à raison d’une tonne par an en moyenne (à comparer à 0.6t/an dans le cas d’un recyclage du plutonium seul). 11.5.5 Scénario RNR Génération IV en mode homogène et recyclage des actinides mineurs des REP Pour le scénario de déploiement des systèmes de quatrième génération à spectre de neutrons rapides à partir de 2035 recyclant leurs propres actinides et résorbant ceux déjà entreposés, les résultats préliminaires montrent que : Le déploiement de ces systèmes de 4ème génération est conditionné par la disponibilité en plutonium. Ce scénario permet de déployer les systèmes à neutrons rapides d’ici la fin du 21ème siècle, en considérant constante la puissance électronucléaire installée dans le parc (60 GWe). Les inventaires en actinides mineurs (AM) séparés et entreposés en provenance des REP et liés à la mise en œuvre préliminaire de la séparation peuvent être recyclés dans les systèmes de 4ème génération. La durée de reprise de ces inventaires est d’environ 15 ans, ce qui correspond à la période de déploiement de ces nouveaux systèmes dans le parc. Le scénario de déploiement des systèmes de quatrième génération permet de résorber l’ensemble des actinides mineurs entreposés à partir de 2015. La durée de reprise de ces 298
inventaires est d’environ 15 ans pour une introduction à partir de 2035, ce qui correspond à la période de déploiement de ces nouveaux systèmes dans le parc. Dans le cas d’un déploiement retardé des systèmes de quatrième génération qui n’interviendrait qu’à partir de 2080, au rythme de 2 Gwe/an jusqu'à 100% du parc, la résorption des actinides mineurs entreposés issus du traitement des combustibles UOX des REP, se ferait sur 30 ans. Dans tous les cas, les systèmes de quatrième génération peuvent absorber les actinides mineurs entreposés à partir de 2020 et ceci durant leur période de déploiement. 11.5.6 Scénario ADS en double strate recyclant les actinides mineurs des REP Un scénario, dans lequel le plutonium est recyclé dans les REP et les actinides mineurs dans un cycle spécifique associé à des systèmes sous-critique en double strate, amène aux conclusions suivantes : La possibilité réelle de transmuter les actinides mineurs générés par le parc actuel de REP par des ADS (Accelerator Driven System) est confirmée. Les études de conception se sont appuyées sur l’état de l’art actuel (études combustibles, de tenue mécanique, neutroniques et thermiques) et ont permis de dimensionner une première image d’un cœur de réacteur ADS de 400MWth dédié à la transmutation. Le traitement potentiel du combustible de réacteurs incinérateurs d’actinides mineurs est basé sur une voie pyrochimique. Un effort important de R&D est encore nécessaire pour arriver à un procédé abouti. Le déploiement d’une trentaine d’ADS de 400 MWth (un rendement de 40%) correspondant à une puissance électrique installée d’environ 9% de celle du parc électrogène de la première strate est nécessaire pour équilibrer les flux de matières. Dans ce scénario, la gestion du plutonium par recyclage dans les REP entraîne une production importante d’actinides mineurs. Un tel parc REP (constitué de REP UOX et MOX UE) produit environ 9 kg/TWhe d’actinides mineurs. Dans le cas d’un parc sans recyclage du plutonium (qui serait entreposé) la production d’actinides mineurs est de l’ordre de 4 kg/TWhe ce qui ramènerait la part des ADS à environ 4% de la puissance totale installée (soit environ 13 ADS de 400 MWth). Le scénario, dans lequel le plutonium serait recyclé dans les REP et les actinides mineurs dans un cycle spécifique utilisant des ADS (Accelerator Driven System), aboutit à mettre en place une puissance électrique du parc ADS égale à 10 % de celle du parc REP. Cette puissance est réduite à 5 % si le plutonium n’est pas recyclé. Des verrous technologiques sont encore à lever pour démontrer la faisabilité technique de la transmutation en ADS et du cycle associé et vont nécessiter d’importants programmes de R&D, notamment dans le cadre de collaborations européennes et internationales. Remerciements L’ensemble de ce cours est une synthèse des études réalisées principalement au CEA et qui est le fruit des travaux de recherche de nombreuses équipes. Je tiens à remercier plus particulièrement Alain Zaetta pour les aspects portant sur la faisabilité scientifique, Jean Tommasi pour l’ensemble de son travail sur la transmutation, Jean-Paul Grouiller pour les aspects scénarios et enfin Dominique Warin qui a coordonné les synthèses au sein du CEA. 299
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ECOLE INTERNATIONALE JOLIOT-CURIE D
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Cours enseignés aux précédentes
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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LA FISSION : DE LA PHÉNOMÉNOLOGIE
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Lorsque les paramètres de déforma
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La méthode de Strutinski est emplo
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Γ c r =|γc r |2 : Γ r = ∑ c |
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Ces valeurs seront utilisées en ph
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• en maintenant élevée la secti
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Nous choisissons comme un volume un
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D Δ ϕ + ν Σ ϕ −Σ ϕ + ν Σ
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μ = ∑ μ μ P ( μ) (54) Les neu
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Δt Δ n + p = ( 1− β ) keff n (
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n = Sl 2 ( 1+ k + k + ..) Sl SΛ Sl
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σ poison N poison Δρ = − f (11
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L'évolution de la concentration de
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Pressurised Heavy Water Reactor “
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Modélisation et Evaluation de Donn
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Un exemple de données nucléaires
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Γ b . Malheureusement, comme il n
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Signalons cependant que des études
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Comme la section efficace de réact
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Jusque là nous n’avons discuté
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avec a le paramètre dit « de dens
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Lorsque les données nucléaires é
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Nous nous sommes placés dans un ca
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Sections efficaces de mesurée (sym
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Résultats de calculs de benchmarks
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très favorablement aux données ex
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238 U sont qualitativement en bon a
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Mesure de sections efficaces d’in
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mesurer la distribution angulaire d
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Une version plus sophistiquée de n
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Données et modélisation de la spa
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Un faisceau de noyaux légers est d
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A condition de prendre en compte la
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SEMINAIRES JEUNES Réactions direct
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En revanche, la détermination des
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LISTE DES PARTICIPANTS AICHE Mourad
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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