Présentation

Article

1 - L’UTILISATION DU PU DANS LE MONDE

2 - CARACTÉRISTIQUES NEUTRONIQUES DU PU

3 - INCIDENCE DU PU SUR LES CARACTÉRISTIQUES DES RÉACTEURS

4 - COMPORTEMENT DU COMBUSTIBLE MOX EN RÉACTEUR

5 - FABRICATION DU COMBUSTIBLE MOX

6 - TRAITEMENT DU MOX

  • 6.1 - Traitement proche de celui de l’oxyde d’uranium
  • 6.2 - Quelques spécificités à prendre en considération

7 - AMÉLIORATIONS POSSIBLES POUR FACILITER L’UTILISATION DU PU DANS LES REL

8 - PERFORMANCES DES CONCEPTS AU NIVEAU D’UN PARC ÉLECTRONUCLÉAIRE

Article de référence | Réf : BN3245 v1

Caractéristiques neutroniques du Pu
Gestion du plutonium civil

Auteur(s) : Bruno SICARD, Alain ZAETTA

Relu et validé le 04 févr. 2015

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Sommaire

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RÉSUMÉ

Le combustible  irradié en sortie des réacteurs nucléaires contient une grande quantité de plutonium. Cet article décrit les caractéristiques et les usages possibles de ce plutonium, notamment sous forme de MOX. Il tente d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium. Une comparaison des performances des différents procédés vient conclure cette présentation.

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Auteur(s)

  • Bruno SICARD : Conseiller scientifique du Commissariat à l’énergie atomique(CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Saclay

  • Alain ZAETTA : Chef du service de physique des réacteurs et du cycle au Commissariat à l’énergie atomique (CEA / Direction de l’énergie nucléaire) à Cadarache

INTRODUCTION

Au niveau mondial le combustible irradié déchargé annuellement des réacteurs nucléaires contient environ 70 tonnes de plutonium, soit l’équivalent de près de 150 Mtep (millions de tonnes équivalent pétrole), ce qui est supérieur à la production annuelle de pétrole du Koweit. Entre 1960 et 1970, les recherches sur le recyclage du plutonium dans les réacteurs à neutrons rapides sont stimulées par la crainte de voir les réserves en uranium s’amoindrir voire s’épuiser. Au début des années 1980, l’intérêt pour cette technologie est relancé, mais seul le monorecyclage du plutonium dans les réacteurs à eau légère est mis en œuvre. Au début des années 1990, deux événements sont venus modifier ce contexte avec, d’une part, l’opposition d’une partie de l’opinion publique à l’enfouissement des déchets nucléaires de haute activité et à vie longue ce qui à conduit en France à la loi de décembre 1991 définissant trois axes de recherche pour la gestion des déchets, d’autre part, la conséquence des accords de désarmement conclu entre la Russie et les États-Unis.

Les développements abordés dans cet article tenteront d’apporter les éléments techniques associés aux différentes options et solutions stratégiques de la gestion du plutonium.

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3245


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2. Caractéristiques neutroniques du Pu

Au sein d’un réacteur chargé avec du combustible UOX (oxyde d’uranium), le flux de neutrons donne naissance à des transuraniens, dont principalement à divers isotopes du plutonium.

La capture radiative de neutrons par l’uranium 238 et les deux désintégrations β successives engendrent du plutonium 239 (figure 1).

Ci-dessus : Allures des sections efficaces (capture + fission) des isotopes de Pu et de l’U en fonction de l’énergie du neutron incident (JEFF-3.0)

Par captures neutroniques successives sont produits les 240Pu, 241Pu et 242Pu.

Le cinquième isotope important, le 238Pu, est quant à lui produit en partie par réaction (n, 2n) sur le 239Pu mais principalement par captures successives à partir de l’235U, suivies d’une double désintégrations β sur l’237U et le 238Np.

La production et l’isotopie du Pu en fonction de la durée d’irradiation (équivalente au taux de combustion exprimé en GWj / t) d’un combustible UOX dans un REP au déchargement sont indiquées dans le tableau 4.

Le 241Pu ayant une période radioactive courte (14,4 ans) sa proportion diminue avec le temps (d’environ 20 % pour 5 ans de refroidissement).

L’examen des données du tableau 4 amène aux constats suivants :

  • une production de Pu qui diminue avec la durée d’irradiation (ou le taux de combustion) à même énergie produite. En effet, d’une part les isotopes 239 et 241 fissionnent et contribuent significativement (plus du tiers) à l’énergie fournie et d’autre part une quantité de Pu non négligeable se transmute en actinides supérieurs (Am, Cm) ;

  • une dépréciation de l’isotopie en 239Pu principalement et un accroissement de la proportion des isotopes pairs en particulier celle du 242Pu.

Ce comportement s’explique par les différences d’allures des sections efficaces d’absorption (capture + fission) des isotopes du Pu en fonction de l’énergie du neutron incident.

Ces données,...

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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - Livret CEA -   Les centrales nucléaires dans le monde.  -  Édition 2000, CEA Direction de la stratégie et de l’évaluation 91191 Gif-sur-Yvette cedex, ISSN – 1280 – 9039.

  • (2) - BUSSAC (J.), REUSS (P.) -   Traité de neutronique.  -  Hermann ISBN 2 7056 6011 9.

  • (3) -   Accelerator-driven systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in advanced nuclear fuel cycles – A comparative study.  -  OCDE/AEN. La Seine Saint Germain, Issy-les-Moulineaux, 350 p. (2002).

  • (4) - Ouvrage collectif -   Les déchets nucléaires.  -  Les éditions de physique, SFP – ISBN 286883-301-2 (1997).

  • (5) - HESKETH (K.), DELPECH (M.), SARTORI (E.) -   The physics of plutonium fuels.  -  A review of organisation for Economic cooperation and development/Nuclear energy agency activites Nuclear Technology, volume 131, sept. 2000.

  • (6) - ANIEL...

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