Détermination de la FFR du combustible U/Pu

Dans ce paragraphe nous considérons cette fois le combustible simplifié de type UPuO2

constitué des noyaux principaux (pour la conversion) 238_U, 240_{Pu ,} 239_{Pu et} 241_{Pu. Le facteur}

de conversion partiel U/Pu qui est associé à ce combustible simplifié est décrit par :

F CU P u = N238Uσ238_captureU + N240P uσ_capture240P u N239P u_σ239_{P u} absorption+ N 241_{P u} σ_absorption241P u (1.28)

(a) FC partiel232_Th/233_{U (b) Énrichissement en}233_U

Fig._{1.16: Facteur de Conversion partiel}232_Th/233_{Uet enrichissement en}233_{U en fonction du taux de combustion} et de l’enrichissement en233_{U initial (calcul assemblage APOLLO2, RM=0.83)}

Le vecteur plutonium simplifié est constitué des isotopes 240_Pu, 239_{Pu et} 241_{Pu, associés}

chacun à une fraction isotopique n240_{P u}, n239_{P u}et n241_{P u}, qui vérifient la relation (1.29). De cette

manière, les concentrations atomiques de chaque isotope du plutonium s’expriment simplement à partir de la concentration atomique en plutonium, selon la relation (1.30).

n240_{P u}+ n239_{P u}+ n241_{P u}= 1 (1.29)

N2iP u = n2i_{P u}NP u avec i = {39, 40, 41} (1.30)

Ainsi, en injectant (1.30) dans (1.28) pour F CU P u= 1, et en faisant apparaître l’enrichisse-

ment en plutonium eP u (défini par eP u= NP u/(NU+ NP u)), on aboutit sur la relation (1.31),

qui ne dépend que des fractions isotopiques du plutonium et des sections efficaces effectives condensées à 1 groupe d’énergie.

eP u = σ_capture238U n239_{P u}σ 239_{P u} absorption+ n241_{P u}σ 241_{P u} absorption− n240_{P u}σ 240_{P u} capture+ σ 238_U capture (1.31)

En prenant un vecteur plutonium simplifié ayant pour composition isotopique : 56.38% de

239_{Pu, 35.13% de} 240_{Pu et 8.49% de} 241_{Pu, l’enrichissement en plutonium correspondant à la}

FFR de ce combustible est calculé à 8.6%, à partir de la formule (1.31). La Fig. 1.17, sur laquelle sont portées les courbes du FC partiel U/Pu ainsi que l’évolution de l’enrichissement en plutonium en fonction du taux de combustion, permet de vérifier la valeur de 8.6%. Dans le cas du combustible à base de plutonium, laFFR est plus délicate à estimer du fait des doubles conversions 238_U/239_{Pu et} 240_Pu/241_{Pu. Par ailleurs, le vecteur plutonium utilisé ne tient pas}

compte du242_{P u et de sa forte section d’absorption par exemple.}

Ces informations permettent d’identifier dans quelles proportions recycler les matières fissiles, en particulier l’233_{U, afin que la consommation de cette matière fissile en réacteur n’excède pas}

Chapitre 1. Sélection du domaine d’étude

(a) FC partiel U/Pu (b) Énrichissement en Pu

Fig._{1.17: Facteur de Conversion partiel U/Pu et enrichissement en plutonium en fonction du taux de combustion} et de l’enrichissement en plutonium initial (calcul assemblage APOLLO2, RM=0.83)

Dans de ce chapitre, nous avons établi un critère de comparaison (FIRéq) des capacités de

conversion de systèmes {réacteur, combustible}, en termes de quantité, c’est-à-dire en fonction des masses fissiles au déchargement, mais également en termes de qualité en tenant compte du poids en réactivité de chaque noyau lourd. Le point important est que ce critère repose sur des facteurs d’équivalence, fonction des sections efficaces. Une étude de sensibilité a permis de vérifier l’adéquation de cette méthode appliquée au cas des REL, ainsi que des jeux de facteurs d’équivalence, fonction du rapport de modération et de la composition du combustible.

Les principaux paramètres modifiant les performances de conversion ont été identifiés et leurs effets ont été découplés, grâce à des études paramétriques menées dans les systèmes fissiles 235_U

et plutonium. Pour ces études, le vecteur isotopique du plutonium qui a été sélectionné est vo- lontairement dégradé afin de se placer dans des hypothèses de déploiement réalistes. Le cadre des études se limitant aux réacteurs à eau légère, les rapports de modération ont été choisis afin de balayer les spectres thermiques et épithermiques dans les limites imposées par la thermohy- draulique d’un côté, et l’optimum de modération de chaque combustible de l’autre. Des domaines d’utilisation spécifiques ont été déterminés : en spectre sous-modéré avec du plutonium sous la forme de combustible ThPuO2 pour le premier, et en spectre thermique avec de l’uranium enrichi

à 20% en 235_{U pour le second.}

Enfin, compte tenu des limites que nous nous sommes imposées sur la sous-modération, le paramètre déterminant restant pour accroître le facteur de conversion est le contrôle de la teneur en fissile du combustible. Nous avons donc proposé de considérer le critère dénommé Fraction Fissile Régénératrice (FFR) comme indication de la fraction massique maximale à respecter afin d’assurer un FC supérieur ou égal à l’unité. Ce critère sera particulièrement utile pour l’étude du recyclage de l’233_U.

L’étape suivante va consister en l’étude et la définition de cœurs sous-modérés à combustible ThPuO2 ayant un facteur de conversion supérieur à 0.8 tout en conservant une longueur de cycle

supérieure à 300 jepp. L’objectif est d’optimiser ces cœurs en fonction de la production d’233_U

Chapitre 2

Définition de cœurs sous-modérés à

combustible ThPu/U

app

et U

app

Pu/Th

Le premier chapitre a permis de mettre en évidence le potentiel de l’233_{U en spectre épi-}

thermique. Cependant, l’utilisation d’233_{U n’est pas immédiate, elle est conditionnée par une}

étape intermédiaire d’irradiation du thorium dans des réacteurs dédiés. Il a été déterminé que ces réacteurs intermédiaires doivent être à combustible ThPuO2 en spectre épithermique avec un

FIR cible de 0.8. La production d’233_{U est par conséquent assujettie à une gestion économe du}

plutonium au sein de cette strate intermédiaire de réacteurs. Tout l’enjeu de ce chapitre est de parvenir à définir un concept de cœur RSM qui soit un producteur "efficace" d’233_U,

c’est-à-dire qui tire parti à la fois de la conversion 238_U/239_{Pu et}232_Th/233_{U afin de maximiser}

la production d’233_{U tout en minimisant la consommation de plutonium.}

Pour répondre à ces objectifs, l’idée est de mêler les cycles uranium et thorium au sein d’un même cœur hétérogène. En effet, les structures de type seed/blanket sont les plus indiquées dans la recherche de haute conversion en réacteur à eau légère. Le cœur de référence qui a été sélectionné est un cœur hétérogène à réseau hexagonal, optimisé pour un combustible UappPuO2. Ainsi, nous

allons commencer par étudier un cœur sous-modéré à combustible ThPuO2 le plus simple qu’on

puisse imaginer afin d’étudier la physique de ce combustible et d’évaluer ses caractéristiques neutroniques. Ensuite, l’étude de cœurs hétérogènes à combustibles mixtes se fera en deux temps. Le thorium sera tout d’abord étudié comme support du plutonium, l’Uapp étant cantonné au sein

de zones "fertiles" (cas ThPu / Uapp). Puis dans un deuxième temps, nous passerons au contraire

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

2.1 Présentation du cœur RSM de référence

Le cœur pris comme référence est le RSMà pas hexagonal décrit dans la référence [Damian et al., 2010]. Ce concept fait partie des trois cœurs à haut facteur de conversion actuellement à l’étude par le CEA, les deux autres étant un REB et un REP à pas carré et rapport de modération cellule RMcellule = 1.02.