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

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P V comb = p th th Et M comb = V comb d comb = P p th th dcomb Cela donne environ 80 tonnes pour un réacteur de 1 GWe. Enfin, la masse de matière fissionnée chaque année par un réacteur de puissance électrique P e vaut : Pe M mol M fis = η ε N th f av où η th est le rendement thermique de l’installation, M mol la masse molaire du combustible et N av le nombre d’Avogadro. On calcule ainsi qu’un REP fissionne environ 1 tonne de matière pour produire une puissance de 1GWe pendant 1 an. On constate donc d’après les calculs précédents que 80 tonnes de combustible à uranium enrichi permet de faire fissionner 3 tonnes de matière, puisqu’il reste environ 3 ans en cœur. L’uranium enrichi est donc utilisé à 3/80 = 3.75%. Cela est dû au fait que ce combustible contient essentiellement de l’ 238 U qui fissionne très peu dans un réacteur à neutrons thermiques, comme les réacteurs REP. 3.3 Le retraitement A l’issue d’un premier passage en REP, le combustible à la composition t=0 t=3 ans 238 U 26328 25655 235 U 954 280 236 U - 111 239 Pu - 156 Pu tot - 266 Am, Cm - 20 PF vie moyenne Cs, 90 Sr (≈30 ans) - 43 PF vie longue (≈10 5-6 ans) - 63 PF total - 946 Deux éléments contiennent un potentiel énergétique non négligeable : l’uranium et le plutonium. L’uranium contient encore plus de 1% d’ 235 U, c'est-à-dire plus que l’uranium naturel. Il peut donc être ré-enrichi. En France, près de 30% de l’uranium irradié est ré-enrichi et alimente deux tranches, soit 3% environ du parc. Retraiter et ré-enrichir tout l’uranium irradié des centrales permettrait donc d’économiser environ 10% d’uranium naturel. 348
Le plutonium quant à lui est essentiellement composé de 239 Pu, qui est fissile. Il peut donc jouer le rôle de l’ 235 U dans le réacteur. En France, environ 80% du plutonium est recyclé sous forme de combustible MOX. Malheureusement, le 239 Pu n’est pas un fissile de très grande qualité en spectre de neutrons thermiques : sa section efficace de capture est très importante, environ 50% de sa section efficace de fission. Ainsi la production de 240 Pu est élevée, et le 240 Pu peut dégrader sensiblement le fonctionnement du réacteur. En effet, le 240 Pu n’est pas un noyau fissile, mais son seuil de fission est assez bas, ainsi le coefficient de vide peut vite devenir positif lorsque le 240 Pu est présent en quantité notable dans le cœur. Cet effet limite considérablement le potentiel énergétique du recyclage du plutonium dans les réacteurs à spectre thermique. 3.4 Optimisations possibles D’après les calculs précédents, on peut dresser le tableau suivant : U fissionné U enrichi U naturel Consommation pour 1GWe.an 1 tonne 27 tonnes 180 tonnes On obtient donc un taux d’utilisation global du minerai de 1/180 = 0,55%. La filière des réacteurs à eau peut bien entendu être optimisée : - le taux d’ 235 U dans l’uranium appauvri peut être réduit, notamment grâce à la technique de l’ultracentrifugation ; atteindre un taux de rejet de 0,1% permet d’économiser environ 20% sur la consommation en uranium naturel. - Le recyclage de tout le plutonium permet d’économiser 10% des ressources en uranium naturel, sans modification de technologie. - Le ré-enrichissement de tout l’uranium irradié représente également une économie de 10% sur la consommation de l’uranium naturel. - Multirecycler tout le plutonium ne permet pas d’augmenter sensiblement le potentiel énergétique du combustible irradié. L’accumulation d’isotopes non fissiles du plutonium, importante en spectre thermique, n’est pas favorable. L’économie peut atteindre 15% en modifiant la géométrie du cœur du réacteur. Il faut par exemple réduire la quantité de modérateur (réacteurs sous modérés) pour éviter au maximum l’empoisonnement du cœur par les isotopes non fissiles et les produits de fission. - D’autres solutions encore : on peut également enrichir l’uranium appauvri accumulé depuis le début de l’industrie nucléaire (près de 200000 tonnes en France), qui contient encore de l’ 235 U parfois en quantité non négligeable. On peut également envisager d’augmenter le rendement des installations en augmentant la pression et donc la température de sortie de l’eau du cœur. La somme de toutes ces mesures permettrait d’atteindre des consommations d’uranium naturel de l’ordre de 100 tonnes/GWe/an, soit environ 2 fois moins qu’aujourd’hui. 349
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ECOLE INTERNATIONALE JOLIOT-CURIE D
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MESURES DE SECTIONS EFFICACES D'INT
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Γ c r =|γc r |2 : Γ r = ∑ c |
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Modélisation et Evaluation de Donn
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Photographie de l’expérience JEZ
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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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Le choix entre les approches phéno
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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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Si l’on revient un instant en arr
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Schéma des modules du code TALYS h
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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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Mesure de sections efficaces d’in
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Données et modélisation de la spa
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Sommaire 1 Les bases physiques de l
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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