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

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La marge neutronique libérée par l’abandon de la surgénération peut alors être utilisée pour ralentir et simplifier le retraitement d’une part, et améliorer les coefficients de température (diminution de la proportion de graphite en cœur) d’autre part. Du projet un peu trop ambitieux de surgénérateur MSBR, nous voilà parvenus au projet TMSR (Thorium Molten Salt Reactor) d’un RSF thorium qui soit réellement de 4 e génération. 6.3 Le concept TMSR Des études ont été menées afin de rendre le concept MSBR plus réaliste en vue d’en déploiement avant 2050. D’une part, le problème des coefficients de sûreté devait être éclairci, et l’unité de retraitement grandement simplifiée. En levant la contrainte de la surgénération maximale, en imaginant donc des concepts uniquement isogénérateurs, il était possible de diminuer la vitesse de retraitement, et de réduire considérablement la taille de l’unité de retraitement. Il était également possible de simplifier les procédés d’extraction des poisons neutronique (notamment les lanthanides), et éventuellement ne pas laisser décroître le 233 Pa hors flux, afin de ne produire à aucun moment de l’ 233 U débarrassé de l’ 232 U. Ces études ont conduit à la définition de plusieurs concepts valides, basés sur des spectres thermiques, épithermiques, voire quasiment rapides. 6.3.1 Le concept TMSR thermique L’isogénération est compatible avec des temps de retraitement du combustible de l’ordre de 6 mois à 1 an. On peut alors envisager une étape préalable à l’extraction des lanthanides, qui consisterait à extraire le thorium du sel. La masse à traiter est de l’ordre de 300 kg par jour (au lieu de 6 tonnes dans le schéma MSBR), qui permet d’adapter une technique de précipitation du thorium par oxydation par exemple, suivie d’une fluoration pour le réinjecter dans le sel . Le schéma de retraitement simplifié est représenté sur la figure suivante. Réf thèse L. Mathieu, LPSC Grenoble, 2005 Ce concept permet d’envisager une validation expérimentale à court terme des principes de base. Une proposition importante est la précipitation du thorium, afin d’obtenir un sel appauvri en actinides avant d’en extraire les lanthanides. Cette étape clé devra être étudiée en détail avant de valider le concept de retraitement simplifié. 366
Le coefficient de température peut être décomposé en un coefficient associé au sel et un autre au graphite. Le coefficient associé au sel, qui domine le comportement prompt du réacteur, est négatif (–1.3 10 -5 /K) dans la dernière évaluation du MSBR. Le coefficient de graphite est lui positif (+1.7 10 -5 /K) dans la même évaluation. Cela vient d’un épaulement dans la section efficace de fission de l’ 233 U juste au dessus du pic thermique. Lorsque le graphite s’échauffe, le pic thermique monte en énergie et favorise la fission de l’uranium par rapport à la capture du thorium. Diverses solutions peuvent être explorées pour retrouver un coefficient de température total négatif, comme la réduction de la masse de graphite en cœur, ou l’introduction d’un poison consommable contenant une résonance d’absorption proche de l’épaulement de la section efficace de fission de l’ 233 U. Ces deux méthodes permettent d’obtenir des coefficients négatifs, mais dégradent légèrement les performances de régénération (durcissement du spectre, consommation de neutrons, …). Une autre méthode peut être proposée, qui consiste à modifier la géométrie du cœur afin de durcir le spectre neutronique ; dans ce cas, le coefficient de température est amélioré, mais le terme de fuite augmente. Pour rester régénérateur, les neutrons de fuite sont récupérés dans une couverture thorium, afin de conserver un taux de régénération optimal. 6.3.2 Le concept TMSR sans graphite Un point dur du concept est sans aucun doute la durée de vie du graphite. Une variante du TMSR est aujourd’hui étudiée au CNRS, dans laquelle le graphite a été retiré du cœur. Les neutrons sont ralentis simplement par les noyaux légers du sel. Cela n’est pas suffisant pour atteindre un spectre très thermalisé, mais selon la quantité de noyaux lourds dans le sel (entre 5% et 25% typiquement) ; les spectres envisageables vont de l’épithermique au spectre rapide. Ces calculs (menées au LPSC Grenoble) ont démontré la viabilité d’un tel concept du point de vue des coefficients de sûreté qui se trouve nettement amélioré par rapport aux concepts thermiques modérés par du graphite. Le spectre plus dur permet également de simplifier énormément le retraitement : seul le bullage du sel se fait en ligne, les autres opérations peuvent se faire en batch, et représentent un retraitement du cœur entier sur plusieurs années. Cette simplification du retraitement permet également d’utiliser un combustible Th/Pu, puisque le bullage (seul module de retraitement réellement en ligne) fonctionne quelque soit la composition du sel. Le concept de TMSR sans graphite présente donc beaucoup d’avantages. Du côté des difficultés, on peut citer le besoin de fonctionner à plus haute température, et les problèmes de recriticité du sel. Dans le concept avec graphite, le sel vidangé ne pouvait représenter de risques de criticité, puisque les concentrations critiques de fissile en spectre modéré étaient très inférieures aux concentrations critiques en spectre rapide. Ce n’est plus le cas dans le concept sans graphite. Fonctionner avec un spectre plus dur conduit également à un inventaire en cœur d’ 233 U plus important, plus proche des inventaires de 10 tonnes/GWe typiques des spectres rapides. En minimisant la proportion de sel hors cœur, on arrive à environ 6 tonnes d’ 233 U pour un réacteur de 1 GWe, soit 2 fois moins environ que pour un RNR classique (U/Pu et combustible solide), mais 6 fois plus que pour un RSF thermique de type MSBR. Du point de vue du déploiement, ce désavantage est compensé par le fait que l’on peut démarrer directement le réacteur en Th/Pu et le laisser converger vers le cycle Th/ 233 U asymptotique. Il s’agit là d’un avantage important, puisque tout le plutonium peut être converti en 233 U, et ne se retrouve donc pas dans les déchets nucléaires, comme lorsqu’il est utilisé en MOX Th/Pu 367
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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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Lorsque les paramètres de déforma
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La méthode de Strutinski est emplo
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D Δ ϕ + ν Σ ϕ −Σ ϕ + ν Σ
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Δt Δ n + p = ( 1− β ) keff n (
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De cette étude de la période du r
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combustible d F dT ρ et un pour le
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Pressurised Heavy Water Reactor “
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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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Comme la section efficace de réact
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Jusque là nous n’avons discuté
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l’énergie du neutron soit suffis
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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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Résultats de calculs de benchmarks
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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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Données et modélisation de la spa
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Un faisceau de noyaux légers est d
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Sommaire 1 Les bases physiques de l
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éacteur sous-critique, il peut êt
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LISTE DES PARTICIPANTS AICHE Mourad
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PORQUET Marie-Geneviève CSNSM - B
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