Analyse de la capacité de conversion du cœur RSM homogène

La longueur de cycle obtenue est de 352 jepp en gestion par quart, ce qui conduit à un taux de combustion moyen au déchargement de 42 GWj/t. On rappelle que l’évolution du combustible en réacteur se fait sans bore soluble dans le circuit primaire. Ce choix est encore justifié pour un cœur homogène à combustible ThPuO2 car la réactivité en début de vie n’est

que de 2012 pcm. Elément DdV (kg) FdV (kg) Prod. (kg/TWhé) Th 30861 29949 -74 Pa - 31 3 U - 636 51 Uf issile (233U + 235U ) - 589 48 Pu 5858 4314 -125 P uf issile (239P u +241P u) 3309 2042 -103 Am 44 177 11 Np - 0 0 Cm - 56 5 Qualité (%) DdV FdV FdV +5 ans Pu 56.49 47.34 45.88 U - 92.64 92.95 FIR - 0.804 0.769 FIReq - 0.951 0.890

Tab.2.6: Bilans matières du cœur RSM à combustible ThPuO₂ par lot

Le Tab. 2.6 montre que la consommation globale nette de plutonium entre chargement et déchargement explose avec 125 kg/TWhé du fait de l’absence de conversion238_U/239_{Pu. De plus,}

fissiles est de 56% tandis qu’au déchargement elle n’est plus que de 47%, et même 46% après 5 ans de refroidissement.

La Fig. 2.7 montre l’évolution des compositions isotopiques des vecteurs uranium et pluto- nium en fonction du taux de combustion. On constate que le plutonium s’appauvrit en 239_Pu

et s’enrichit légèrement en 240_{P u et en} 241_{Pu. L’effet protactinium est illustré sur l’évolution}

de l’isotopie du vecteur uranium. Au déchargement la fraction d’233_{U additionné du} 233_{Pa est}

supérieure à 90%. On remarque également que la proportion d’234_{U croît avec l’irradiation. On}

rappelle que cet isotope est formé à partir de réaction (n,γ) sur le 233_{Pa et l’}233_{U et par dé-}

croissance α du 238_{Pu. Les captures neutroniques du}233_{Pa parasitent doublement la formation}

d’233_{U, car un neutron perdu par capture par le} 233_{Pa est soit un noyau d’}233_{U en moins, soit}

un neutron de moins pour une capture fertile.

(a) Plutonium (b) Uranium

Fig.2.7: Évolution des vecteurs isotopiques de l’uranium et du plutonium en fonction du taux de combustion

Enfin, on constate que la forte consommation de plutonium est largement compensée par la production d’233_{U , comme en témoigne le FIR}

éq après 5 ans de refroidissement. La valeur de

0.89 indique que la masse fissile des assemblages déchargés est équivalente à 89% de la masse fissile initiale (entièrement composée de 239_{Pu et} 241_{Pu). Nous rappelons que l’objectif suivi ici}

est de parvenir à produire de l’233_{U "efficacement". De manière générale, "efficacement" fait}

référence à une consommation de fissile équivalent qui soit limitée, c’est-à-dire qu’on cherche à minimiser ∆meq (kg/TWhé) définie par (2.12).

∆meq =

X

X∈{239_{P u,}241_{P u,}233_U,235_{U }}

ωX/239P u∆mX (en kg/T W he) (2.12)

Seulement, dans un cas on préfèrera une production maximale d’233_{U, à ce moment, le}

terme "efficace" fait référence à un "rendement de conversion 239_Pu/233_U"2_{. Dans l’autre cas,}

on cherchera à limiter la dégradation du plutonium, auquel cas le terme "efficace" signifie en "minimisant la consommation de plutonium".

2_{On ne suggère pas ici une réaction nucléaire qui transformerait le}239_{Pu en}233_{U, mais plutôt à un niveau}

macroscopique la consommation de plutonium d’un côté, dont les neutrons produits par fission induisent des captures neutroniques par le232_{Th et donc la production d’}233_U.

Chapitre 2. Définition de cœurs sous-modérés à combustible ThPu/Uapp et UappPu/Th

Á ce stade, aucun choix n’est fait sur l’objectif à privilégier. En effet, le recyclage de l’233_U

permettra sûrement de réduire significativement le besoin en plutonium ultérieurement. Cepen- dant avant de recycler l’233_{U, le besoin en plutonium devient considérable. Si au contraire une}

production timide d’233_{U est préférée, la période de transition vers un cycle uranium/thorium}

à l’équilibre sera allongée. Pour le moment, nous souhaitons explorer les possibilités offertes par les RSM Th/U/Pu sans se fixer de critère en particulier, le juge de paix sera l’étude du multi-recyclage de l’233_U.

Ces précisions effectuées, nous pouvons définir un critère permettant d’évaluer le rendement de conversion 239_Pu/233_{U. [Guillemin, 2009] propose de définir ce critère comme le rapport}

entre masse d’233_{U +} 233_{Pa au déchargement ramené à la masse de plutonium au chargement.}

Ce critère est pertinent, toutefois nous proposons ici de le modifier en effectuant le rapport des productions ramenées à l’énergie électrique produite afin de s’affranchir des différences d’inven- taires et de longueur de cycle des concepts comparés. D’autre part, la variation isotopique du plutonium est prise en compte en ne considérant que les isotopes fissiles du plutonium. Ce critère de rendement de conversion, noté Cprod est défini par la formule :

Cprod = −100 ×

∆m(233_{U +}233_{P a)/∆E}

∆m(239_{P u +}241_{P u)/∆E} (en %) (2.13)

Pour ce coeur, Cprod = 100 × _102.5749.30 = 48%. Cela signifie que la quantité d’233U qui a été

produite correspond à 48% de la quantité de plutonium fissile consommée : bien que la consom- mation du plutonium soit importante, la production d’233_{U (ramenée à la quantité d’énergie}

produite) est élevée.

La saturation du 233_{Pa est observée à 3000 MWj/t environ à une concentration atomique}

de 0.7 10−5 _{at/b.cm, ce qui correspond à 0.06 %m}

N L. La production d’actinides mineurs, la

production de Pa est de 3 kg/TWhé parmi lesquels 2.3 kg/TWhé correspondent au 233_{Pa. La}

production de Np est presque nulle. En effet, le Np est formé essentiellement par désintégration β− de 237_{U et} 239_{U , eux même produits par réaction (n,2n) et (n,γ) sur} 238_{U, absent du com-}

bustible. Enfin, les productions d’Am et de Cm sont équivalentes à celles du cœur de référence présenté à la section précédente, tout simplement parce que ces corps sont produits à partir du plutonium par la réaction (n,γ) sur242_{P u d’une part, et par décroissance du}241_{P u d’autre part.}

L’étude de ce cœur sous-modéré homogène constitue un point de départ. Son intérêt a été de nous permettre de comprendre la physique du combustible ThPuO2 en spectre sous-modéré

et d’évaluer l’ordre de grandeur des coefficients de réactivité et des paramètres cinétiques. Ces paramètres ne sont des grandeurs accessibles qu’à partir du calcul cœur 3D en tenant compte de ses hétérogénéités (différences de taux de combustion) grâce au module de thermique simplifiée. Les valeurs obtenues ont été confrontées à la littérature et leurs cohérences nous permettent d’avoir confiance dans les calculs réalisés.

La suite de cette étude consiste à évaluer les performances de conversion en jouant sur les hétérogénéités du cœur et la répartition des matières fertiles/fissiles. Le cœur RSM hétérogène à combustible UappPuO2 présenté précédemment est particulièrement adapté à nos besoins car

il permet d’étudier différents types de structures "seed/blanket". Deux types de concepts ont été étudiés, selon la composition des parties seed et blanket : soit ThPu / Uapp, soit UappPu / Th.

2.3 Étude des performances de conversion de RSM hétérogènes