Scénario Assem. βef f Coeff. Temp. Fuel Coeff. Temp. Mod. Réactivité de vidange totale (% parc) (pcm) (pcm/K) (pcm/K) pcm $ UOX UOX 703 -1.69 -0.99 -83 145 -118.3 multiUePu UePu (100%) 501 -2.58 -2.34 -47 808 -95.5 multiUPu Crayon Upu (21%) 551 -1.59 -0.66 -49 325 -89.5 multiUPu Assemblage Upu (20%) 372 -2.37 -1.50 +15 498 +41.6 multiThUPu Crayon ThPu (24%) 565 -1.78 -0.48 -57 711 -102.1 multiThUPu Assemblage ThUPu (22%) 372 -3.49 -0.88 -4 537 -12.2
Table 6.4 – Paramètres basiques de sûreté à l’équilibre avec des assemblages hété-rogènes.
6.6 Inventaires en cycle
Encore une fois, les scénarios avec une hétérogénéité au niveau du crayon ont des inventaires en cycle (plutonium et uranium issu de la conversion sur le thorium) intermédiaires entre leurs scénarios homologues avec une hétérogénéité au niveau des assemblages et le scénario homogène multiUePu (voir figure 6.6). Comme expliqué dans le paragraphe 5.1, le scénario multiUePu doit son faible inventaire de plutonium en cycle aux forts taux de réactions sur le plutonium qui le font disparaître rapide-ment alors que la production par capture sur l’uranium reste a peu près constante. Les taux de réaction sur le plutonium dans les scénarios avec une hétérogénéité au niveau des crayons sont supérieurs à ceux dans les scénarios avec une hétérogénéité au niveau des assemblages alors que la capture sur l’238U reste constante (voir ta-bleau 6.2). Leurs inventaires en cycle sont donc plus faibles. Par contre ces taux de réaction restant inférieurs à ceux dans les assemblages multiUePu, l’inventaire reste également supérieur.
Il est intéressant de remarquer que l’inventaire en cycle d’uranium dans le com-bustible thorié diminue lui aussi entre les scénarios "multiThUPu assemblage" et "multiThUPu crayon", bien que de façon moins importante que celui de plutonium. Les causes sont cependant les mêmes : à la vue des sections efficaces de l’233U
(ta-6.7. DÉCHETS
bleau6.2), on remarque qu’elles augmentent aussi avec la thermalisation du spectre causée par le mélange des crayons UOX et multiThUPu de 32%. Cela conduit logi-quement à diminuer l’inventaire en cycle puisque la production via les captures sur le thorium ne change quasiment pas.
On remarque ainsi qu’augmenter l’homogénéité du recyclage (où diminuer l’échelle de l’hétérogénéité) permet de faire diminuer l’inventaire en cycle des principaux élé-ments fissiles, que ce soit en cycle uranium ou en cycle thorium.
Figure 6.6 – Comparaison des inventaires de fissiles dans le cycle à l’équilibre avec des assemblages homogènes et hétérogènes.
6.7 Déchets
Comme pour les autres étapes du cycle, la production d’actinides mineurs des scénarios avec une hétérogénéité des crayons est à mi-chemin entre celle du scénario homogène et celle des scénarios avec une hétérogénéité au niveau des assemblages (voir figure 6.7). Les scénarios "multiUPu crayon" et "multiThUPu crayon" pro-duisent significativement moins d’américium, spécifiquement d’241Am, ce qui est po-sitif pour la problématique du stockage des déchets mais un peu plus de244Cm que leur homologue "multiUPu assemblage" et multiThUPu assemblage" ce qui peut être un problème pour la manipulation des combustible usé avant la séparation. Mais ils produisent toujours plus d’américium et moins de curium que le scénario homogène multiUePu.
On remarque que la production totale d’actinides mineurs du scénario "mul-tiThUPu crayon" est assez faible et descend à 69 kg par GWe.an. Cela permet
6.7. DÉCHETS
aux scénarios thoriés de descendre bien en dessous de tous les autres scénarios de multi-recyclage de plutonium et d’atteindre des niveaux de production d’actinides mineurs du même niveau que les scénarios de mono-recyclage que sont le monoUPu et le monoThUPu (dont les productions d’actinides mineurs sont indiquées dans le tableau5.9). Cette production reste cependant toujours supérieure à celle d’un RNR d’un facteur 1.7.
Figure 6.7 – Production d’actinides mineurs à l’équilibre avec des assemblages hétérogènes
6.8. RÉSUMÉ ET CONCLUSIONS DU CHAPITRE
6.8 Résumé et Conclusions du chapitre
L’étude des scénarios à l’équilibre utilisant des assemblages hétérogènes permet d’obtenir des résultats intermédiaires entre le scénario totalement homogène multiUePu et les scénarios avec des assemblages homogènes mais différents entre eux que sont le multiUPu et le multiThUPu présentés dans le chapitre précédent.
Grâce à la thermalisation du flux vu par le plutonium recyclé, le scénario "multiThUPu" crayon, permet d’atténuer très fortement le désavantage pointé dans le chapitre précédent dû à l’impossibilité de faire un recyclage complètement homogène du plutonium en utilisant le cycle thorium. Ainsi ce scénario permet d’obtenir une production d’actinides mineurs plus faible que le scénario multiUePu qui était le meilleur sur ce point parmi les scénarios utilisant des assemblages homogènes, tels que présentés dans le chapitre précédent.
Cependant, les assemblages hétérogènes ne permettent pas de résoudre le problème du faible taux de conversion du cycle thorium. Les proportions de crayons contenant du combustible thorié restent proches des celles ob-tenues avec des assemblages homogènes et le thorium n’apporte pas non plus dans ce cas un gain significatif sur la consommation de ressources par rapport au cycle uranium. Et même si on arrive à des productions d’actinides mineurs plus faibles que celles des scénarios similaires utilisant le cycle uranium, le gain sur ce point n’est pas non plus gigantesque et la production d’actinides mineurs reste largement supérieure à celle des scénarios RNR. L’hétérogénéité permet de gommer le désavantage de non miscibilité du thorium pointé dans le chapitre précédent.
Troisième partie
Chapitre 7
Le Code CLASS : : Core Library for
Advanced Scenarios Simulations
7.1 Structure du Code
7.1.1 Présentation du Code
Les résultats présentés dans les chapitres précédents correspondent à des scéna-rios à l’équilibre. Ces analyses ont permis de comprendre précisément la physique qui gouverne les différences entre les stratégies de multirecyclage du plutonium sur support uranium ou thorium. Mais pour étudier de façon réaliste comment ces diffé-rentes stratégies peuvent être progressivement mises en place dans un parc existant (contenant un inventaire de fissile déjà constitué), il est nécessaire de pouvoir calcu-ler des scénarios de transition. Cette partie concerne donc les études que nous avons menées dans cette optique. Elles ont été faites dans le cadre du développement du code CLASS (Core Library for Advance Scenario Simulation)[48].
CLASS est développé de manière transversale par plusieurs équipes au sein du CNRS/IN2P3, situées à Subatech, à l’IPNO et au LPSC. Ce développement fait également l’objet d’une collaboration forte entre ces équipes et le LNC de l’IRSN.
L’ensemble des sources de CLASS est disponible à chacun des utilisateurs dans le but de leur permettre de maîtriser les méthodes employées, leurs points forts et leurs faiblesses, ainsi que de leur donner l’opportunité de les modifier pour les adapter aux spécificités des scénarios qu’ils étudient. De même, les bases de données nécessaires au fonctionnement de CLASS sont dans un format clair et lisible afin de garantir la transparence des méthodes et la facilité pour les utilisateurs d’en créer de nouvelles.
7.1. STRUCTURE DU CODE
7.1.2 Principe général de CLASS
CLASS est un ensemble de librairies C++ permettant à ses utilisateurs de simuler les scénarios électronucléaires de leur choix. Cette simulation se fait par l’écriture d’un fichier d’entrée en C++ qui définit les éléments clés et les paramètres d’entrée d’un scénario électronucléaire par l’intermédiaire des objets et des fonctions définies dans les librairies.
Lorsque l’on simule un scénario électronucléaire avec CLASS, on détermine, au cours de la vie du parc, l’évolution de la matière présente dans les principales ins-tallations du cycle, tant au niveau de sa quantité globale que de sa composition isotopique.
La figure 7.1 présente un cycle du combustible représentatif de ceux qu’il est possible de simuler avec CLASS. On peut y voir les différentes installations du cycle qui sont simulées par ce code : réacteurs, piscines de refroidissement, usines de fabri-cation et de séparation. Des installations de stockage hors piscine de refroidissement sont aussi prises en compte afin de permettre une plus grande flexibilité dans les directions et la synchronisation des transferts de matière.
7.1. STRUCTURE DU CODE
Les installations simulées par CLASS sont celles où une transformation signifi-cative de la matière a lieu. Ainsi sont simulés :
— Les piscines de refroidissement (en bleu dans la figure 7.1) où des tières radioactives sont stockées en attendant que la dangerosité de leur ma-nipulation redescende à un niveau acceptable (la décroissance radioactive des radio-isotopes durant le temps de résidence y fait évoluer les compositions isotopiques). Tant que ces matières sont dans ces piscines, elle ne sont pas disponibles.
— Les stocks qui sont équivalent à des piscines de refroidissement mais dans lesquelles la matière est disponible pour être prélevée et envoyée dans d’autres installations du cycle.
— Les réacteurs (en rouge dans la figure 7.1) au sein desquels le combustible, irradié pour produire de l’énergie, est le siège d’une multitude de réactions nucléaires faisant apparaître de nombreux isotopes dont la plupart sont radio-actifs et dont l’évolution est régie par les équations de Bateman (cf chapitre 3).
— Les usines de séparation et de fabrication qui gèrent la séparation chi-mique des différents éléments du combustible usé, permettant notamment de séparer le plutonium réutilisable des produits de fission qui seront envoyés aux déchets, ainsi que la fabrication des combustibles frais. La séparation chimique est instantanée, le combustible séparé est alors stocké au sein de l’usine pendant une durée de 2 ans qui simule la durée des divers processus de fabrication.
Le transport de matière se fait de façon instantanée et sans limitation sur les flux transportés. La décroissance des radionucléides pendant le transport est cependant prise en compte grâce à une adaptation du temps de résidence dans les piscines de refroidissement et les usines de fabrication et de séparation.
Une fois les installations du parc définies, le code CLASS permet de calculer l’évolution de la composition isotopiques de la matière au sein de chacune des ins-tallations grâce à deux principaux modèles :
— le modèle d’équivalence qui permet de déterminer la composition d’un com-bustible frais fabriqué à partir de la matière disponible, primordial pour les combustibles contant du plutonium pouvant avoir différentes origines, et com-patible avec les caractéristiques du réacteur dans lequel il va être irradié, — le modèle d’irradiation qui permet de prédire l’évolution de la composition