La prise en compte du CBU peut permettre par exemple d’optimiser le dimensionnement des piscines d’entreposage, d’entreposer des assemblages initialement plus enrichis et de mettre en place de nou- veaux dispositifs d’entreposage plus compacts, d’alléger les structures des châteaux de transport et/ou de pouvoir transporter plus d’assemblages usés dans un même château ainsi que, pour les opérations de retraitement, de conserver les mêmes cadences pour des combustibles d’enrichissement plus élevé ainsi que d’augmenter les valeurs de limitation de masse pour l’opération de dissolution des tronçons. De plus, l’application d’une démarche CBU pour cette opération de retraitement permettrait de ne plus faire appel à un poison soluble pour dissoudre des tronçons d’assemblages MOx. Au vue de toutes ces perspectives, le CBU a donc commencé à être considéré dans l’industrie dès les années 1980. Dans un premier temps, la mise en œuvre d’une méthodologie dite « Actinides Only » (prise en considération de la disparition des isotopes235U et 238U et de l’apparition de236U,238,239,240,241,241,242Pu, utilisation
d’un profil de taux de combustion uniforme égal au taux de combustion des 50 cm les moins irra- diés) a permis en France de démontrer la sûreté des opérations de dissolution de combustibles UOx irradié fortement enrichis (4,4 %) dans l’usine UP2-400 de AREVA-NC La Hague. Sa mise en œuvre a ensuite été étendue au transport des assemblages ainsi qu’à la conception des usines de retraite- ment UP3 et UP2-800 de La Hague. De nombreuses études, dont des benchmarks du groupe d’expert CBU de l’OCDE-AEN/WPNCS (Tableau 3.1) [CBU-4] et les programmes expérimentaux associés, ont été menés dans divers pays parmi lesquels on retrouve les USA, la France et le Japon (Tableau 3.2). Initialement, elles ont porté sur le combustible REP UOx puis les combustible REP MOx, suite à l’introduction du combustible MOx dans les réacteurs dans le but d’optimiser le cycle et de préserver les ressources naturelles en uranium (en France décision prise en 1985 de recycler le plutonium en réacteur) [CBU-5].
Benchmark Application Description Statut I-A REP-UOx Multiplication factor, spectra and reac-
tion rates calculations for an infinite PWR fuel rod lattice with varying compositions (different enrichments, burnups, cooling- times, presence or absence of actinides - major and minor- and of fission products - major and minor-
Rapport publié en juin 1996
I-B REP-UOx Depletion calculations for a simple infinite PWR pin-cell lattice.
Rapport publié en janvier 1994
II-A REP-UOx Multiplication factor calculations of an in- finite array of PWR fuel with finite axial height. The aim being to study the effect of axial burn-up profile on criticality calcula- tions of PWR fuel storage.
Rapport publié en fé- vrier 1996
II-B REP-UOx Multiplication factor and spatial fission distribution calculations of a realistic PWR spent fuel transport cask including acci- dental situations. The aim being to further study the effect of axial burn-up profile on criticality calculations
Rapport publié en mai 1998
II-C REP-UOx Multiplication factor and fission distribu- tion calculations of a realistic PWR fuel transport cask. The aim being to study the sensitivity to the axial burnup shape.
Rapport publié en septembre 2008
II-D REP-UOx Multiplication factor and fission distribu- tion calculations of a realistic PWR fuel transport cask. The aim being to study control rods effects on spent fuel compo- sition.
Rapport publié en dé- cembre 2006
II-E REP-UOx Study on the impact of changes in the iso- topic inventory due to control rod inser- tions in PWR UO2fuel assemblies during irradiation on the end effect
Dernière version pro- visoire du rapport - mai 2013)
IV-A REP-MOx Reactivity Prediction Calculations for Infi- nite Arrays of PWR MOX Fuel Pin Cells
Rapport publié en mai 2003
IV-B REP-MOx Inventory MOX Fuel Depletion Calcula- tions
Rapport publié en mai 2003
VII REP-UOx Study of spent fuel compositions for long- term disposal
Rapport publié en fé- vrier 2012
VIII REP Reactivity worth of small isotopic samples (FP and actinides) in pile-oscillation expe- riments
Spécifications Distri- buées
Tableau 3.1– Statut des différents benchmarks réalisés par le groupe d’experts CBU OCDE/AEN
Cette introduction du combustible MOx dans les cœurs modifiant de manière significative les pa- ramètres neutroniques (hétérogénéités locales importantes du flux à la frontière assemblage UOx- assemblage MOx), d’importants travaux d’élaboration et de validation de schémas de calcul ont donc été entrepris notamment par le CEA [CBU-5]. Le Tableau 3.2 présente pour les cas entreposage, trans- port et retraitement le statut comparé du CBU UOx et MOx à travers le monde [CBU-6] [CBU-7]. On y remarque immédiatement la nette prédominance de l’adoption d’une méthodologie CBU pour le combustible REP-UOx. Ceci s’explique par le fait que ce type de combustible est plus répandu que le
REP-MOx. En effet, seulement un tiers des combustibles usés sont retraités dans le monde et il existe seulement des usines de fabrication de MOx en France, Belgique et Grande-Bretagne [CBU-8].
Entreposage piscine Transport Retraitement
Pays UOx MOx UOx MOx UOx MOx
Belgique APU-1 INT
Brésil APU-2 Nc
Chine INT INT
France UD-2 UD-2 APU-1,UD-2 UD-1,2 APU-1 INT
Allemagne APU-2 APC-2 APU-1, APU-2 APC-2
Japon INT INT INT INT APU-1 INT
Corée du Sud APU-2 INT
Pays-Bas APU-2 APU-1
Slovénie APU-2 Nc
Afrique du Sud APU-2 Nc
Espagne APU-2 INT
Suède Nc Nc
Suisse APU-2 APU-1 INT
Royaume-Uni UD-1 INT Nc APU-1 INT
USA APU-2 UD-2 APC-1,UD-2 INT
Légende
APU-1 Approbation et mise en oeuvre CBU « Actinides Only » APU-2 Approbation et mise en oeuvre CBU « Actinides + PF » APC-1 Concept approuvé « Actinides Only »
APC-2 Concept approuvé « Actinides + PF »
UD-1 Etude pour prise en compte CBU « Actinides Only » UD-2 Etude pour prise en compte CBU « Actinides + PF »
INT Intéressé
Nc Pas considéré mais potentiellement applicable
Tableau 3.2– Statut comparé du CBU REP UOx et MOx (entreposage, transport, retraitement) dans
le monde - mise à jour 2013
En Allemagne, dans le cadre du licensing de l’emballage de transport TN24E (pouvant contenir jus- qu’à 21 assemblages de combustibles usés UOX et MOX), AREVA-TN a proposé la mise en œuvre de la démarche de Crédit Burn-up en utilisant 6 des 15 Produits de Fission recommandés par l’OCDE, sur la base des études menées au CEA [CBU-9]. L’autorité de sûreté allemande BfS (Bundesamnt für Strahlenschutz) a validé l’ensemble du dossier présenté avec un premier chargement prévu en 2014. Les Etats-Unis et l’Allemagne ont élaboré des standards pour guider les exploitants dans la prise en compte du CBU pour l’entreposage en piscine et à sec ainsi que pour le transport envisageant la prise en compte de produits de fission :
• USA : ANS 8.27 2009 : Burnup Credit for LWR fuel ; • Allemagne : DIN 25471 et DIN 25712.
De plus, la norme française ISO 27468 intitulée « Evaluation des systèmes mettant en œuvre des combustibles REP-UOx - Approche conservative de Crédit Burn-up », reproduisant intégralement la norme internationale ISO 27468 :2011, a été homologuée le 10 août 2011 pour prendre effet le 10 septembre 2011 [CBU-10]. La prise en considération des produits de fission y est évoquée.