Fissions et neutrons retardes

La masse totale de noyaux lourds etant constante, la moderation des neutrons n'est pratique-ment pas modiee de ce point de vue. Le leger durcissepratique-ment du spectre qu'on observe est d^u a l'apparition de transuraniens dotes de resonances de capture importantes, comme par exemple celle du 240Pu, a 1 eV. Cet eet est visible par exemple sur l'evolution des sections ecaces moyennes de capture et de ssion des principaux noyaux ssiles (gure 4.14). Seuls l'233U et l'235U participent de fa con notable aux ssions, les autres noyaux ssiles (239Pu,241Pu et245Cm essentiellement) totalisant moins de 3% des ssions a l'equilibre. Cela a une inuence sur un parametre de s^urete important" la proportion des neutrons retardes, qui rend possible le pilo-tage d'un reacteur critique. La proportion de neutrons retardes de l' U est de 640 pcm, contre

0 25 50 75 100 temps (annees) 0 25 50 75 inventaire (kg) Pu Np Cm Am Pu238

Fig. 4.12 { Mise a l'equilibre de l'inventaire des transuraniens dans le systeme de reference.

0 25 50 75 100 temps (annees) 0 3 6 9 inventaire (kg) Pu239 Pu242 Pu241 Pu240 0 25 50 75 100 temps (annees) 0 3 6 9 inventaire (kg) Cm244 Cm246 Am243 Cm245

Fig. 4.13 { Mise a l'equilibre de l'inventaire des isotopes du plutonium, de l'americium et du curium dans le systeme de reference.

0 10 20 30 40 50 temps (annees) 0 50 100 150 200 250

section efficace (barn)

capture U 233 U 235 Pu 239 Pu 241 Cm 245 0 10 20 30 40 50 temps (annees) fission

Fig.4.14 { Evolution des sections ecaces moyennes (capture et ssion) des noyaux ssiles sur les cinquante premieres annees de fonctionnement du systeme de reference.

seulement 260 pour l'233U. La proportion totale de neutrons retardes

tot du sel combustible est calculee a chaque instant comme la somme des proportions individuelles des noyaux ssiles presents, ponderee par leur contribution au taux de ssion total.

Cette valeur ne tient pas compte des neutrons retardes emis lorsque leur precurseur se trouve dans la partie hors-ux du circuit de sel, c'est a dire surtout dans les echangeurs. Ces neutrons ne presentent aucun inter^et pour le pilotage et sont perdus, il faut donc les decompter de la pro-portion totale de neutrons retardes pour obtenir la propro-portion eective

eff, qui est la grandeur d'inter^et pour le pilotage du reacteur. Pour cela, il sut de multiplier

tot par la probabilite

p

c

moyenne qu'ont les precurseurs de decro^#tre en cur. Cette probabilite depend de la proportion de sel hors-ux et des temps caracteristiques de circulation du sel, compares aux demi-vies de decroissance des dierents precurseurs. Nous n'aborderons pas le probleme de l'evaluation de

p

c, et nous baserons sur les etudes cinetiques realisees pour le concept AMSTER 26] . Il resulte de ces etudes qu'une bonne approximation de

p

c est donnee par la proportion de sel sous ux, soit 2 3

dans notre cas. L'evolution du

eff ainsi calcule est representee sur la gure 4.15, qui montre que la contribution limitee de l'235U aux ssions ne permet pas d'augmenter signicativement la valeur de ce parametre de s^urete, qui se stabilise a 200 pcm environ. Cette valeur est faible, comparee par exemple au cas d'un reacteur a neutrons rapides et cycle uranium (350 pcm), a cause de la faible proportion de neutrons retardes de l' U, aggravee par les pertes dans les

0 5 10 15 20 25 30 temps (annees) 0 50 100 150 200 250 300 beta eff (pcm) total contribution de l’U 233 contribution de l’U 235

Fig. 4.15 { Mise a l'equilibre de la proportion eective

eff de neutrons retardes dans le RSF

232Th/233U de reference.

echangeurs. Cependant, le retraitement en ligne du sel autorise une gestion continue de la re-activite, ce qui constitue en termes de s^urete un net avantage sur les reacteurs a combustible solide. Nous verrons au chapitre suivant que cette particularite du concept de reacteur a sels fondus permet de relativiser la faiblesse du parametre

eff.

b - Encadrement des choix de reference

Les modications des parametres etudies n'aectent pratiquement pas les noyaux issus du thorium, dont l'inventaire et les taux de reaction ne sont que tres peu modies. Dans tous les cas, il s'accumule dans le sel environ 1 kg de231Pa, 3 kg de232U et 21 kg de233Pa. Les noyaux formes a partir de l'233U sont par contre beaucoup plus sensibles aux modications operees, et c'est d'eux dont il s'agit ici.



Inuence de la composition du sel

Dans le cas d'une variation de la proportion de noyaux lourds dans le sel, les inventaires sont a peu pres modies dans le m^eme rapport (20%). Ceci est d^u au fait que cette variation n'en-tra^#ne pas de modication signicative du spectre et donc des taux de formation des isotopes de l'uranium autres que l'233U et des transuraniens. Dans les trois cas, la moderation des neutrons se fait de la m^eme fa con, avec une contribution predominante inchangee du graphite.

0 25 50 75 temps (annees) 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 inventaire (kg) uranium prop. NL = 10.0 % prop. NL = 12.5 % prop. NL = 15.0 % 0 25 50 75 temps (annees) 0 50 100 150 200 250 300 350 inventaire (kg) transuraniens

Fig. 4.16 { Mise a l'equilibre des inventaires d'uranium et de transuraniens pour dierentes proportions de noyaux lourds dans le sel du systeme de reference.

La gure 4.16 montre que l'encadrement des inventaires d'uranium et de transuraniens se fait bien dans les m^emes porportions que la modication de concentration du sel en noyaux lourds. L'inventaire d'uranium a l'equilibre pour une proportion de noyaux lourds modiee de

20% par rapport au cas de reference est ainsi proche de la valeur de reference (2.16 t) modiee respectivement de 20% (1.82 t pour 10% de noyaux lourds dans le sel, et 2.53 t pour 15%). De m^eme, les inventaires de transuraniens correspondants sont de 100 kg et 150 kg environ, encadrant de 20% l'inventaire de reference (130 kg).



Inuence de la proportion de sel en cur

Lorsque l'on modie la proportion de sel dans le cur, les modications du transitoire des actinides sont moins directes, car liees a un changement de spectre. La gure 4.17 montre que la sous-moderation des neutrons, resultant de l'augmentation de la proportion de sel en cur, contribue a une augmentation nette des inventaires d'uranium et de transuraniens par rapport au cas de reference. La thermalisation du spectre induite dans l'autre cas extr^eme (proportion de sel de 19.4%) n'est par contre pas susante pour provoquer une diminution importante des inventaires a l'equilibre. Dans les deux cas, on remarque en outre un changement dans la nature des transuraniens, lie a la modication des sections ecaces moyennes qui conditionnent les pro-portions des dierents elements presents a l'equilibre. Lorsque la proportion volumique de sel en cur augmente, on constate que la proportion molaire du plutonium dans les transuraniens augmente, et ce aux depens de tous les autres elements (gure 4.18).

0 25 50 75 temps (annees) 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 inventaire (kg) uranium prop. sel = 19.4 % prop. sel = 30.2 % prop. sel = 43.5 % 0 25 50 75 temps (annees) 0 50 100 150 200 250 300 350 inventaire (kg) transuraniens

Fig. 4.17 { Mise a l'equilibre des inventaires d'uranium et de transuraniens pour dierentes proportions de sel en c ur dans le systeme de reference.

0 10 20 30 40 50 60 70

proportion molaire des trans

− U (%) Np Pu Am Cm prop. sel = 19.4 % prop. sel = 30.2 % prop. sel = 43.5 %

Fig. 4.18 { Composition molaire par element (%) des transuraniens a l'equilibre des systemes se distinguant par leur proportion volumique de sel en c ur.

On rappelle que dans tous les cas, le plutonium est compose majoritairement de 238Pu. Cet exces de plutonium en proportion est d^u d'une part a une capture plus importante du 237Np produisant le 238Pu, et d'autre part a une capture plus faible du 238Pu, qui constitue le seul point de passage vers l'americium et le curium :

(

n

)

; (

n

)

; (

n

) 236U ;! 237U ;! 237

Np

;! 238Np ;! 238

Pu

;! 239Pu 6.8 j



_capture237Np 2.1 j



238_capturePu

% vol. de sel en cur 19.4 30.2 43.5



_capture238Pu (barn) 60.8 37.1 18.2



_capture237Np (barn) 55.6 45.4 32.1



_capture238Pu /



_capture237Np 1.09 0.82 0.57

Tab.4.9 { Sections ecaces moyennes de capture du 238Pu et du 237Np a l'equilibre en fonction de la proportion volumique de sel en c ur.

Le tableau 4.9 permet de quantier cet eet d'accumulation de plutonium, en comparant l'evolution des sections ecaces de capture du 238Pu et du 237Np. Il s'agit ici de rapporter le taux de capture du238Pu a sa production par la capture du237Np. Le rapport



238_capturePu /



237Np

capture

est ainsi d'autant plus grand que le \passage" du neptunium vers l'americium se fait facilement, autrement dit que le plutonium s'accumule peu. On verie bien que ce rapport augmente avec la proportion volumique de sel en cur.

4.2.3 Surgeneration

L'accumulation des produits de ssion et des actinides plus lourds que l'uranium modie progressivement l'economie de neutrons. On a vu que le nombre de neutrons disponibles pour la surgeneration est limite. Maximal au demarrage, il diminue au cours de la mise a l'equilibre. Nous allons decrire comment cela se traduit en termes de surgeneration d'233U.

a - Cas de reference

On appelle \production nette cumulee" d'233U la quantite d'233U extraite et eectivement accumulee hors-ux en cours de fonctionnement (gure 4.19). Au cours du regime transitoire, cette production ne se fait pas a vitesse constante" elle est maximale au demarrage puis diminue progressivement avant de se stabiliser. Le taux de production, qui est la pente de la courbe representee, diminue legerement au cours des 50 premieres annees, puis augmente lineairement lorsque la surgeneration atteint son taux d'equilibre.

0 25 50 75 temps (annees) −500 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500

production nette cumulee d’U233 (kg)

inventaire initial

temps de premier doublement

Fig. 4.19 { Production nette d'233U, accumulee en dehors du circuit de sel combustible au fur et a mesure du fonctionnement de reference.

On remarque qu'au cours des toutes premieres annees suivant le demarrage, la production nette cumulee est negative. Pour maintenir reactivite et puissance constantes malgre l'apparition rapide des produits de ssion et du protactinium, il est en eet necessaire d'accro^#tre d'environ 50 kg l'inventaire d'233U au cours de trois premieres annees. Il en resulte que sur cette periode le systeme est consommateur net d'233U. Le decit maximal est atteint au bout de quelques mois et ne depasse pas 100 kg, puis la production nette augmente et devient positive un peu moins de 3 ans apres le demarrage. Le stock d'233U surgenere peut permettre, lorsqu'il a atteint la valeur d'un inventaire initial d'233U (1.12 t dans le cas de reference), de demarrer un nouveau systeme identique. Le temps necessaire pour surgenerer et stocker une telle quantite est appele temps de doublement. Comme le taux de production d'233U, cette grandeur evolue et est maximale au demarrage, puis diminue avant de se stabiliser a sa valeur d'equilibre. Nous choisissons ici de nous interesser au \temps de premier doublement", qui est le temps necessaire a partir du demarrage pour surgenerer le premier inventaire initial d'233U. D'apres la gure 4.19, ce temps de premier doublement est de 25 ans dans le cas de reference.

La production nette cumulee d'233U caracterise globalement la possibilite de deploiement de ce systeme. Il est commode de disposer egalement d'une grandeur instantanee qui rapporte la production totale d'233U par capture du thorium a sa consommation totale (capture et ssion de l'233U): le taux de regeneration



, deni pour l'ensemble du sel combustible par:

Dans le document Potentialités du concept de réacteur à sels fondus pour une production durable d'énergie nucléaire basee sur le cycle thorium en spectre épithermique (Page 101-108)