De la fission aux nouvelles filières - Cenbg - IN2P3

Simulations par méthodes déterministe (DRAGON) et Monte Carlo
(MURE/MCNP) pour évaluer l’utilisation à court terme du thorium en
réacteurs existants
Perrine GUILLEMIN, LPSC Grenoble
Le siècle qui débute voit une hausse de plus en plus importante des besoins énergétiques de la
population mondiale. Les politiques énergétiques actuelles doivent non seulement faire face à
cette hausse « galopante » mais aussi considérer un autre problème bien inquiétant : le
changement climatique. Avant que la situation ne se dégrade complètement, il est sage
d’envisager des scénarios où des énergies mieux adaptées prendraient le relais des énergies
fossiles. Dans ce contexte, l’énergie nucléaire semble pouvoir jouer un rôle non négligeable. Les
réacteurs dits de 4 ème génération, encore à l’étude, sont envisagés pour une production durable
d’énergie. Parmi ces études, le thorium se présente comme un combustible complémentaire voire
comme un remplaçant de l’uranium. Néanmoins, l’ 233 U n’est pas comme l’ 235 U, un isotope naturel ;
se pose alors la question de sa production et du démarrage possible de réacteurs en Th / 233 U.
L’enjeu du cycle thorium est donc de considérer la globalité du cycle : de l’extraction minière à
l’entreposage des déchets, afin d’en évaluer la compétitivité par rapport à la filière uranium.
Fort de ce constat, le groupe de Physique des Réacteurs du LPSC de Grenoble a entrepris des
études (simulations neutroniques) d’irradiation de thorium en réacteurs existants, notamment
dans le réacteur canadien à eau lourde CANDU (CANadian Deuterium Uranium) et dans le
réacteur à eau pressurisée REP français (en collaboration avec l’IPN d’Orsay). Ces études ont
pour but d’évaluer à la fois la production d’ 233 U et les potentialités immédiates du thorium en
tant que combustible utilisé dans des technologies de réacteurs éprouvées (voire légèrement
aménagées). A plus long terme, peut se poser la question du retraitement de l’ 233 U accumulé et
donc celle de son recyclage éventuel dans le même type de réacteur. Il s’agit alors de chercher à
optimiser le taux de conversion des réacteurs existants.
Les outils de simulation utilisés pour ces études sont d’une part le logiciel C++ MURE (MCNP
Utility for Reactor Evolution) et d’autre part les codes déterministes DRAGON (calcul de
transport en cellule) et DONJON (calcul de diffusion en cœur). Ces derniers permettent
d’identifier rapidement les configurations optimales, alors que moyennant des coûts en calcul plus
élevés, les codes probabilistes établissent les calculs de référence. La complémentarité de ces
deux méthodes autorise alors la validation des résultats tout en palliant le manque de données
expérimentales sur le sujet.
Mesure des sections efficaces des réactions (n, xn)
Habib KARAM, IPHC Strasbourg
La radiotoxicité du cycle de thorium est de deux ordres de grandeur inférieure à celle des
réacteurs actuels, et l’activité de ses déchets devient inférieure à celle du thorium initial en
moins de 1000 ans. Cependant il y a un besoin de données nucléaires pour cette nouvelle filière.
L’équipe GRACE de l’IPHC s’est attachée à mesurer des sections efficaces de réactions (n,xn)
mal connues jusqu’à présent ou pour lesquelles aucune donnée n’existe. Par exemple un cas
spectaculaire est la réaction 233 U(n,2n) qui s’oppose à la fission de 233 U, c'est-à-dire à la source
d’énergie et de neutrons dans le cycle rapide du thorium. Par ailleurs le produit de cette
réaction, 232 U, pose déjà des problèmes à EDF pour le démantèlement des réacteurs actuels
(production de gammas de haute énergie dans la filiation de cet isotope).
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