Journ

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pour le Nucléaire et lEnvironnement Scénarios
et Physique des Réacteurs pour le Nucléaire du
FuturA.Billebaud
Scénarios et Physique des Réacteurs pour le
Nucléaire du Futur
A.Billebaud, LPSC Grenoble à partir dun travail
réalisé avec S.David, D.Ridikas, et J.C.Steckmeyer
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1. Les déchets
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Bilan du fonctionnement dun REP de 1 GWe
pendant un an
27 t Uranium enrichi 3,5
U 26 t

PF 946 kg
Combustible UOX

200 t Minerai U
Pu 266 kg

AM 20 kg
Production du parc REP français
Plutonium 12 t/an
Actinides Mineurs 840 kg/an (Np, Am, Cm)
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Radiotoxicité des déchets
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Cas particulier du Plutonium
Déchet ou combustible ?
Combustible potentiel dun cycle
régénérateur U/Pu (fertile/fissile)
Déchet ultime
Stockage problématique (prolifération)
Stockage jusquau démarrage dun nouveau
réacteur (génération IV)
Solution Incinération ?
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2. Les études systèmes, scénarios
Consistent à

• Simuler des systèmes de réacteur (filières) tout
  en les optimisant
• (géométrie, composition, performances)
• Simuler lévolution à long terme des
  combustibles (inventaires, déchets)
• et limbrication possible des différents
  systèmes

et la physique des réacteurs

• Valider certains concepts, grandeurs, et
  méthodes expérimentalement
• (neutronique)
• Fournir des méthodes et techniques pour des
  démonstrateurs

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Objectifs

• Réduire la quantité de déchets ainsi que leur
  radiotoxicité
• Optimiser les cycles des combustibles pour le
  futur

Etudes systèmes et scénarios (Simulations)
Besoins de validation
Données et concepts validés
Physique des réacteurs (Expériences)
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3. Les scénarios retenus pour ces études
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- Scénario actuel
Séparation
REP
UOX

U 26 t Pu 266 kg
PF 946 kg AM 20 kg U 26 kg Pu 0,26 kg
Retraitement
REP
MOX
MOX usé
stockage en piscine
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- Scénario séparation/transmutation (2020)
séparation poussée
AM
PF AM U Pu
Restes
Pu AM stockés Combustible de futurs RNR ?
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- Scénario nucléaire du futur (2050)
AM
séparation poussée
Restes
Pu
Transition à gérer
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4. Les systèmes étudiés
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- Les ADSR (Accelerator Driven Subcritical
Reactor)
LINAC
Rôle
- Incinération des AM
Etudes à conduire

• - Etude de lincinération de lAm seul, en
  particulier à partir des projets de
• systèmes (Eurotrans) à caloporteur et cible de
  Pb-Bi
• Etudes sûreté comportement spécifique en
  situation accidentelle des ADS
• selon le mode de pilotage

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• Expérimentalement les ADSR comptent déjà de
  nombreux acquis,
• entre autres grâce au récent programme MUSE
  (MASURCA)
• - Validation exp des techniques de contrôle de
  réactivité pour un ADSR de
• puissance
• Mesure de coefficients de température
• Etude des procédures darrêt et de démarrage des
  ADSR
• Etude de limpact des interruptions de faisceau
  sur le fonctionnement
• Caractérisation des réflecteurs et de la
  composition des combustibles
• par lutilisation dune source externe en
  configuration sous-critique

Programme TRADE (TRIGA Accelerator Driven
Experiment) (2005-2006 puis couplage au cyclo.
2008-2009)
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- Les RNR (Réacteurs à Neutrons Rapides)
Rôle

• Production dénergie durable par régénération en
  cycle fertile/fissile
• (génération IV) possibilité de déploiement
  important

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Etudes à conduire

• Comparaison des différents caloporteurs (cycles
  U/Pu)
• - coefficients de sûreté
• - inventaires des matières fissiles
• - quantités de déchets produits
• - Evaluation de nouveaux caloporteurs (sels
  fondus)
• Etude détaillée de RNR U/Pu à couverture thorium
  pour la production dU233
• pour démarrage cycle Th/U dautres réacteurs

• Programme expérimental RNR gaz au CEA/DEN
  (Cadarache)
• - qualification doutils de simulation
• - étude des fuites de neutrons par canaux gaz
  (effets de streaming)
• - étude de nouveaux matériaux pour le
  combustible (réfractaires),
• les structures et le réflecteur

Programme ENIGMA 2006 puis 2008-2009
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- Les RSF (Réacteurs à Sels Fondus) et la filière
thorium
Rôle

• idem RNR mais régénération Th/U en spectre
  thermique
• donc production moindre dAM et inventaire
  fissile minimisé

• Sels fluorures
• Combustible Caloporteur
• - Retraitement en ligne
• - Pas de risque de fonte du coeur
• Besoins en RD
• - Corrosion
• - Procédés chimiques
• Production amont dU233
  nécessaire

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Etudes à conduire

• Simplification du retraitement en ligne du RSF
  afin den faire un candidat
• compétitif pour la génération IV de réacteurs
• Etudes de sûreté couplage de la neutronique,
  de la chimie et de la
• thermohydraulique (pilotage, sûreté)
• Etude de la production de lU233 initial dans
  des REP à combustible MOx
• thorié

• Etude et quantification des procédés
  pyrochimiques dextraction des PF
• - Etudes des propriétés de diffusion neutronique
  des sels

Depuis 2004 PEREN (neutronique) A partir 2005
PEREN pyrochimie
- Etude dune boucle de sels fondus à échelle
réduite (données thermohydrau.) - Etude des
propriétés neutroniques des combustibles thoriés
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5. Les outils
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- Les outils des simulations

• Traiter lévolution des combustibles
• code MCNP (LANL) pour les paramètres statiques
  couplé à un code
• dévolution
• besoin de développement de bases de données
  spécifiques afin de
• pouvoir prendre en compte les effets de
  température et calculer les
• coefficients de sûreté

Développement en cours de loutil global
MURE (MCNP Utility for Reactor Evolution)
Validation du code pour diffusion en milieu
industriel

• Mener les études de sûreté
• calcul des coefficients de vide et de
  température à tout instant

Mise au point de méthodes déterministes
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- études de sûreté prenant en compte la
thermohydraulique et les
contre-réactions du cœur
Modèle simplifié pour étude quantitative de la
sûreté de tous types de réacteurs

• Calculs de sensibilité
• étude de la sensibilité des simulations (barres
  derreurs des paramètres
• calculés) aux données nucléaires
• orientation des mesures de données nucléaires

Développement de plusieurs outils pour lanalyse
de sensibilité de la criticité et des paramètres
intégraux aux données (théorie des perturbations
dans équations de transport, adaptation aux codes
stochastiques ?)

• Activation des structures des réacteurs
• évaluation de lactivation de lenvironnement du
  réacteur au cours de sa vie
• (gestion des matières irradiées lors des
  démantèlements, appli. aux design)

Méthodes basées sur MCNP
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- Les outils expérimentaux

• Les réacteurs de recherche ! Et les projets
• Programme TRADE, ADSR

Réacteur MASURCA CEA/DEN, Cadarache réacteur
rapide, faible puissance, modulaire
Réacteur TRIGA, ENEA, Casaccia, Italie réacteur
thermique, combustible UZrH, puissance 200kW

• Programme RNR gaz, étude couverture thorium,
  caractérisations
• dynamiques en mode sous-critique source
  externe

Réacteur MASURCA, CEA/DEN, Cadarache réacteur
rapide, faible puissance, modulaire

• Projet dADSR

Réacteur MYRRHA SCK-CEN IBA, Mol,
Belgique réacteur rapide Pb-Bi, 80 MW (2012)
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• Les autres installations dédiées
• Neutronique des milieux diffuseurs
• Procédés chimiques dextraction de certains
  produits de fissions

PEREN (Plateforme dEtudes et de Recherche sur
lEnergie Nucléaire), LPSC Grenoble
- Chimie sur des matériaux thoriés
IPNO (rénovation dun labo pour chimie chaude)
- Etude dune boucle à sels fondus
LPSC, IPNO, autre ?
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6. Conclusions
Couplage étroit simu/exp inscrit ce thème de
recherche dans la lignée de la physique
nucléaire IN2P3-DAPNIA
Des données nucléaires aux réacteurs
acquisition dune expertise dans un domaine
nouveau
Approche originale par la recherche académique
Contexte de recherche international
Pérennité dans lenseignement de la discipline
Travail important de simulation à réaliser dans
les années à venir afin de sélectionner les voies
prometteuses pour lesquelles la physique des
réacteurs expérimentale devra apporter des
validations
Délais des expériences en réacteur importants (gt
2008)
Conserver collaboration étroite avec la DEN du
CEA Soutenir et participer au projet de
démonstateur européen dADSR
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Effectifs actuels (5 labos) Etudes scénarios
et systèmes 9,5 Permanents/ 7 Non
Permanents Physique des réacteurs 5,5
P / 1 NP
Total 15 P 8 NP
Effectifs souhaités (7 labos) Etudes
scénarios et systèmes 12,5 P / 11
NP Physique des réacteurs 13,5 P
/ 5 NP / 1 IT
Total 26 P 16 NP 1
IT
Merci !