Pour mieux apprecier le retard induit par la presence initiale d'uranium enrichi, il peut s'ave-rer interessant de compas'ave-rer du point de vue des captures parasites la transition Th/enrU!
233U a une transition Th/Pu!
233U plus ecace. Nous nous baserons dans la suite sur celle utilisant du Pu d'origine UOX fra^#chement refroidi (5 ans). Une premiere indication est celle de la radio-toxicite totale induite par les rejets produits au cours de la mise a l'equilibre du systeme. Ainsi, pour 200 ans de production d'energie, et 1000 ans apres le retraitement, le RSF demarre avec de l'uranium enrichi a 33% genere une radiotoxicite de 4.4 106Sv/GWth, contre 7.0 106 Sv/GWth pour le RSF Th/Pu! 233U choisi, et 1.7 106 Sv/GWth pour le RSF 232Th/233U. 0 25 50 75 temps (annees) 2.4 2.5 2.6 2.7 2.8 2.9
neutrons produits par fission
Th/U 235 (33%) Th/Pu UOX 5 0 25 50 75 temps (annees) 1.3 1.4 1.5 1.6 1.7 1.8
neutrons captures par les NL (n/fission)
Fig.6.17 { Nombre moyen
de neutrons produits par ssion, et nombre de ces neutrons captures par les noyaux lourds du sel dans le cas des deux transitions comparees.Le graphe de gauche de la gure 6.17 represente l'evolution du nombre moyen
de neutrons produits par ssion pour chaque transition. Mis a part un exces d'environ 0.3 neutron par ssion pour la transition Th/Pu !233U au demarrage (d^u a la predominance des ssions du plutonium), les valeurs de
sont comparables, avec m^eme un leger avantage pour la transition Th/enrU !233U (ssion du plutonium repartie sur l'ensemble de la transition). Le graphe de droite de la gure 6.17 represente le nombre de neutrons par ssion captures par les actinides. La dierence entre
et ce dernier nombre est simplement la somme des autres taux d'absorption dans le sel, le graphite et le carbure de bore (valeur constante d'environ 1.1 n/ssion). Le nombre total de neutrons par ssion disponibles pour les captures dans le thorium et les autres actinides au cours de la transition Th/enrU!233U est donc sensiblement le m^eme que dans le cas Th/Pu!
233U. La gure 6.18 fournit pour chaque transition les taux de capture dominants dans les actinides autres que le thorium. La transition Th/Pu U consomme rapidement le
0 25 50 75 temps (annees) 0 0.05 0.1 0.15 0.2
taux de capture (n/fission)
transition Th/Pu UOX 5 −> U 233 Pu 239 Pu 240 Pu AM 0 25 50 75 temps (annees) 0 0.05 0.1 0.15 0.2
taux de capture (n/fission)
transition Th/U 235 (33%) −> U 233 U 235 U 238 Pu AM
Fig.6.18 { Principaux taux de capture intervenant dans la transition Th/enrU!
233U, comparee a la transition Th/Pu UOX 5 !
233U.
plutonium par ssion du239Pu et du241Pu, en attendant que l'233U en cours de formation prenne le relais. La regeneration du 241Pu par capture sur le 240Pu permet de maintenir la reactivite constante en minimisant l'apport exterieur d'233U.
Dans le cas du demarrage a l'uranium enrichi, les captures parasites sont plus g^enantes, car elles sont a la fois plus importantes et plus longues a dispara^#tre. D'une part, comme l'238U qui le produit par capture, le 239Pu dispara^#t lentement, ce qui contribue a allonger le transitoire. D'autre part, l'235U presente une capture parasite plus co^uteuse que celle sur le 239Pu dans la transition Th/Pu !
233U. En eet, un noyau de 239Pu peut produire un noyau ssile de 241Pu si une seconde capture suit la premiere capture parasite. Pour redonner un noyau ssile a partir d'un noyau d'235U, il faut encha^#ner 4 captures successives:
(
n
) (n
) ; (n
) ; (n
) 235U ;! 236U ;! 237U ;! 237Np ;! 238Np ;! 238Pu ;! 239Pu 11.6 b 10.2 b 6.8 j 47.1 b 2.1 j 34.2 bLes sections ecaces indiquees sont celles au demarrage de la transition Th/enrU ! 233U. Rapportee au nombre de ssions, une capture parasite dans l'235U co^ute donc bien deux fois plus cher qu'une capture parasite dans le 239Pu. Le taux de capture du 238Pu s'equilibre en une dizaine d'annees avec celui de l'235U, si bien qu'alors le taux de capture de l'235U devient egalement son taux de production de239Pu. A t = 25 ans, le taux de production de 239Pu par l'238U est 4 fois superieur a celui par l'235U, mais le co^ut neutronique parasite est le m^eme, du fait des 4 captures successives necessaires a partir de l' U.
0 25 50 75 temps (annees) 0.7 0.8 0.9 1 1.1 1.2
taux de capture du Th 232 (n/fission)
Th/U 233 (ref.) Th/Pu UOX 5 Th/U 235 (33%)
Fig. 6.19 { Evolution du taux de capture du 232Th suivant le type de transition eectuee.
0 25 50 75 temps (annees) 0.95 1 1.05 1.1
taux de regeneration de l’U 233
Th/U 233 (ref.) Th/Pu UOX 5 Th/U 235 (33%) 0 25 50 75 temps (annees) 0 1 2 3
4 part des fissions dans le Cm 245 (%)
Fig. 6.20 { Evolution du taux de regeneration de l'233U dans le systeme demarre a l'uranium enrichi, comparee au cas des demarrages a l'233U et au Pu issu de combustible UOX use et refroidi 5 ans. On remarque la contribution temporaire du245Cm a la ssion (a droite).
Le taux de capture parasite plus important dans la transition Th/enrU !
233U conduit a un taux de capture sur le thorium plus faible que dans les transitions Th/Pu!
233U et232Th/233U (gure 6.19). On retrouve ainsi sur le taux de regeneration les m^emes temps caracteristiques, observes pour le taux de capture du thorium, que mettent les transitions etudiees pour rejoindre le regime de regeneration du RSF232Th/233U, soit une trentaine d'annees pour Th/Pu !
233U et le double pour Th/enrU !
233U (gure 6.20). Le passage d'une pente negative a une pente positive du taux de regeneration se fait au moment ou, par noyau d'233U consomme, les captures parasites ont susamment diminue pour que le taux de production d'233U par capture sur le
232Th augmente. Dans les deux transitions, la ssion des actinides mineurs est dominee a plus de 90% par le245Cm, qui attenue temporairement la consommation d'233U, et donc contribue a l'augmentation du taux de regeneration precedant sa stabilisation (gure 6.20).
6.2 Capacites incineratrices des RSF a sels uorures
Nous avons montre qu'une partie du plutonium des combustibles REP uses peut ^etre fa-cilement utilisee pour demarrer des RSF, et assurer leur transition au cycle thorium. Avant d'envisager plus en detail des scenarios de transition bases sur ce fonctionnement, il convient d'etudier les utilisations possibles des RSF a sels uorures et a moderateur graphite pour l'inci-neration partielle ou totale du plutonium des REP.
6.2.1 Incin eration de plutonium sur support fertile
Nous allons d'abord examiner les deux modes possibles d'incineration partielle du plutonium sur support fertile (support thorium, puis uranium), en gardant a l'esprit que la composante thermique du spectre en RSF peut poser des problemes d'accumulation de transuraniens.