Exemples de resultats obtenus pour le RSF (U/Pu)Cl 3

3.3.1 Mises a l'equilibre

Dans le cas de reference, le plutonium utilise initialement pour demarrer est issu d'un com-bustible REP UOX use, et laisse refroidir 5 ans. An d'evaluer la sensibilite du systeme au type de plutonium utilise, nous avons calcule l'evolution du systeme de reference demarre avec du plutonium du m^eme type mais laisse refroidir 50 ans. Du fait de la demi-vie de 14 ans environ du 241Pu, ce type de plutonium n'a pas la m^eme composition isotopique.

plutonium au demarrage plutonium Tref = 5 ans Tref = 50 ans a l'equilibre

238Pu 3.1 2.4 1.7

239Pu 52.5 59.2 60.3

240Pu 24.5 28.1 31.3

241Pu 12.2 1.6 3.6

242Pu 7.7 8.7 3.1

Tab.3.5 { Compositions isotopiques (% molaire) du plutonium au demarrage (pour deux temps de refroidissement Tref du combustible REP UOX use) et a l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3.

La premiere dierence observee est que l'inventaire initial necessaire pour demarrer est plus eleve avec du plutonium refroidi 50 ans (16.1 t) plut^ot que 5 ans (14.5 t). La variation de l'inventaire de plutonium jusqu'a l'equilibre, ou il atteint dans les deux cas la valeur de 15.8 t, est ainsi plus faible pour le demarrage au plutonium refroidi 50 ans. Cela s'explique par une composition isotopique du plutonium plus proche de celle a l'equilibre (tableau 3.5).

La gure 3.9 illustre la stabilisation des inventaires de plutonium a 15.8 t et d'actinides mineurs a 0.8 t en une centaine d'annees dans les deux cas. En depit d'un inventaire de plutonium legerement plus important au cours du regime transitoire, l'inventaire d'actinides mineurs dans le cas d'un demarrage au plutonium refroidi 50 ans est un peu plus faible que dans l'autre cas. Cela s'explique par la composition isotopique du plutonium utilise au demarrage, plus riche en

240Pu qui produit par capture du241Pu ssile. Le taux de captures parasites sur le plutonium, et donc de production d'americium et de curium, est donc plus faible au cours du transitoire demarre par ce type de plutonium.

3.3.2 Description neutronique de l'etat d'equilibre

Attardons nous a present sur la description de l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3, atteint en une centaine d'annees de fonctionnement a la puissance constante de 2500 MWth. Cette duree de mise a l'equilibre est longue, et ne peut ^etre assuree par le m^eme reacteur. Neanmoins, il est

0 25 50 75 100 temps (annees) 14500 15000 15500 16000 16500 inventaire (kg) plutonium

Tref du Pu initial = 5 ans Tref du Pu initial = 50 ans

0 25 50 75 100 temps (annees) 0 250 500 750 1000 inventaire (kg) actinides mineurs

Fig. 3.9 { Inuence du type de plutonium utilise au demarrage du RSF (U/Pu)Cl3 sur la mise a l'equilibre des inventaires de plutonium et d'actinides mineurs.

interessant de calculer l'evolution du combustible jusqu'a son etat d'equilibre, qui constitue un point de description et de comparaison privilegie. Cet etat d'equilibre est ici independant du plutonium utilise pour le demarrage, progressivement remplace par le plutonium produit au sein du reacteur. Il s'agit ici d'exposer quelques resultats extraits par REM du dernier calcul MCNP de l'evolution arrivee a l'equilibre complet du systeme.

Interessons nous pour commencer aux valeurs des sections ecaces moyennes des compo-santes legeres du sel et des produits de ssion a cet instant. Le tableau 3.6 montre que le 35Cl est le noyau leger du sel le plus defavorable a l'economie de neutrons. Cela est aggrave par le fait que le chlore, utilise dans toutes nos etudes a l'etat naturel, presente une poportion molaire de

35Cl de 75.8%. Compte tenu de cette proportion, un enrichissement ecace en 37Cl est dicile-ment envisageable. Les produits de ssion ont la section ecace moyenne (de capture) la plus elevee. Cette derniere reste toutefois faible aux valeurs obtenues en spectre thermique, allant de quelques barns a quelques dizaines de barns.

Le tableau 3.7 fournit le detail des sections ecaces moyennes et des inventaires des actinides presents a l'equilibre dans le sel combustible. Les valeurs des sections ecaces moyennes sont caracteristiques d'un spectre rapide, et ont peu evolue par rapport au demarrage. L'inventaire d'238U, initialement de 82.4 t est descendu a 80.3 t, an de compenser l'augmentation de l'in-ventaire de transuraniens de 2.1 t, qui passe ainsi de 14.5 t a 16.6 t (dont 15.8 t de plutonium), et de maintenir la concentration de noyaux lourds dans le sel constante.

(mbarn)



(n)



(n )



(np) 23Na 1.09 0.05 0.12

35Cl 3.32 4.86 14.7

37Cl 0.96 0.07 0.03 PF 84.9 0.01 0.00

Tab.3.6 { Sections ecaces moyennes des reactions (

n

), (

n

) et (

np

) sur les composantes legeres du sel (Na et Cl) et les produits de ssion a l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3.

noyau



(n)



fission inventaire noyau



(n)



fission inventaire (barn) (barn) (kg) (barn) (barn) (kg)

232Th 0.35 0.01 0.0002 241Am 1.54 0.28 370 231Pa 2.8 0.26 0.0008 242Am 0.06 0.42 0.055 233Pa 0.95 0.062 3 10;6 242mAm 0.35 3.78 13.4 232U 0.62 2.19 0.001 243Am 1.35 0.22 130 233U 0.26 2.64 0.003 242Cm 0.29 0.16 11.0 234U 0.56 0.34 58 243Cm 0.22 2.53 0.96 235U 0.50 1.81 91 244Cm 0.79 0.43 82 236U 0.41 0.10 110 245Cm 0.29 2.29 25 238U 0.26 0.04 80400 246Cm 0.21 0.28 16 237Np 1.43 0.33 86 247Cm 0.29 1.94 1.5 239Np 1.75 0.48 7.8 248Cm 0.24 0.31 0.8 238Pu 0.67 1.12 270 249Bk 1.21 0.17 0.009 239Pu 0.43 1.75 9530 249Cf 0.61 2.52 0.056 240Pu 0.47 0.39 4960 250Cf 0.39 1.12 0.016 241Pu 0.40 2.39 580 251Cf 0.30 2.28 0.002 242Pu 0.41 0.27 490 252Cf 0.27 0.68 0.0001

Tab. 3.7 { Sections ecaces moyennes (en barn) de capture et de ssion, et inventaires (kg) des actinides a l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3.

10⁻⁴ 10⁻² 10⁰ 10² 10⁴ 10⁶ 10⁸ Energie (eV) 10¹¹ 10¹² 10¹³ 10¹⁴ 10¹⁵ Flux (n.cm − 2.s −

1 par unite de lethargie)

RSF U/Pu (sels fondus) ADS U/Pu (comb. solide)

Fig. 3.10 { Spectre moyen dans le sel combustible du RSF (U/Pu)Cl3 a l'equilibre, compare au spectre moyen dans le c ur d'un reacteur rapide a combustible solide 13].

10⁻⁴ 10⁻² 10⁰ 10² 10⁴ 10⁶ 10⁸ energie (eV) 10⁻⁶ 10⁻⁵ 10⁻⁴ 10⁻³ 10⁻² 10⁻¹ 10⁰

taux de reaction (n/fission)

fission 238 U capture 238 U fission 239 Pu

Fig. 3.11 { Taux de reaction de l' 238U et du 239Pu a l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3, exprimes par ssion et par unite de lethargie.

La gure 3.10 compare le spectre calcule a l'equilibre sur l'ensemble du circuit de sel au spectre obtenu dans le cur d'un reacteur a combustible solide refroidi au plomb, base egalement sur le cycle U/Pu 13]. Ces deux spectres sont exprimes par unite de lethargie, et normalises a la valeur du ux moyen, soit 1.3 1015n.cm;2.s;1pour le RSF et 1.9 1015n.cm;2.s;1pour le reacteur a combustible solide. Il ressort de cette comparaison que les deux spectres sont comparables, avec un maximum situe environ a 200 keV. On note l'eet bien visible sur le spectre du RSF de la resonance a 4 keV de la reaction (n,p) sur le 35Cl. Cette resonance contribue a une capture parasite importante des neutrons en cours de ralentissement, et explique que le spectre du RSF soit legerement plus dur que celui du reacteur a combustible solide.

On dispose egalement, en fonction de l'energie des neutrons, des taux de reaction calcules par MCNP. La gure 3.11 donne en fonction de l'energie les taux des reactions intervenant dans la regeneration du 239Pu a partir de l'238U. On remarque a cette occasion qu'une partie signi-cative de certaines reactions (capture de l'238U et ssion de noyaux ssiles comme le239Pu) se fait entre 102 et 104 eV, c'est-a-dire dans une gamme d'energie ou le ux est relativement faible par rapport a son maximum. Cela est d^u a la remontee des sections ecaces de ces reactions aux basses energies, qui compense la decroissance du ux. Par contre, la ssion des noyaux non ssiles comme l'238U ne se produit notablement qu'au-dela du MeV.

A partir des inventaires

N

, des sections ecaces moyennes



et des ux moyens

, REM fournit les taux de reaction

N

integres en energie sur tout le spectre, dans le circuit de sel combustible, mais aussi dans toutes les autres cellules constituant la geometrie du reacteur. Ces taux sont calcules pour toutes les reactions disponibles dans les bases de donnees, et permettent de decrire precisement a tout instant comment sont crees et utilises les neutrons dans l'ensemble du reacteur. Pour ce faire, ces taux sont normalises a une ssion et exprimes en nombre de neutrons par ssion (\n/ssion" desormais). Ils sont arrondis a 0.001 n/ssion pres, et rassembles dans un tableau distinguant les reactions creant des neutrons de celles les consommant. Le tableau 3.8 est le bilan neutronique a l'equilibre du RSF (U/Pu)Cl3 decrit jusqu'a present.

On remarque d'abord que le terme de fuites, c'est-a-dire le nombre de neutrons par ssion s'echappant des cellules non suivies par l'evolution, est nul. Les rares neutrons susceptibles de s'echapper sont en eet absorbes dans les protections de B4C. Cela facilite le calcul du coecient de multiplication eectif keff du reacteur (formule 3.11), dont on verie qu'il vaut bien 1.000 a l'equilibre d'apres l'estimateur deni precedemment. On constate par ailleurs l'importance des captures parasites dans le chlore, dont le taux est d'environ 0.320 n/ssion. En comparaison, le taux de capture des produits de ssion est bien plus faible, du fait d'une extraction rapide et de sections ecaces moyennes faibles en spectre rapide.

On deduit enn de ce bilan le taux de regeneration du 239Pu par capture de l'238U. Ce taux est egal au rapport du taux de capture de l' U (0.856 n/ssion) sur le taux d'absorption

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