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Présentation du combustible
Combustibles à particules pour réacteurs à haute température
BN3640 v1 Article de référence

Présentation du combustible
Combustibles à particules pour réacteurs à haute température

Auteur(s) : Mayeul PHÉLIP, Michel MASSON, Christophe PERRAIS, Michel PELLETIER

Date de publication : 10 juil. 2007 | Read in English

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Présentation

1 - Présentation du combustible

2 - Fabrication et contrôle des éléments combustibles

3 - Comportement sous irradiation du combustible à particules

4 - Retraitement du combustible à particules

5 - Conclusion

Sommaire

Présentation

RÉSUMÉ

Né à la fin des années 1950, le concept de combustible à particules de taille millimétrique est le concept de référence des réacteurs à haute ou très haute température à caloporteur gaz, appelés High or Very High Temperature gas cooled Reactor. La spécificité de ce combustible est qu’il est finement divisé, tout céramique et micro-confiné, ces trois particularités combinées permettant à la fois l’accès aux hautes températures et à un haut niveau de sûreté.

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Auteur(s)

INTRODUCTION

Né à la fin des années 1950, le concept de combustible à particules de taille millimétrique est le concept de référence des réacteurs à haute ou très haute température à caloporteur gaz (High or Very High Temperature gas cooled Reactor HTR/VHTR). La spécificité de ce combustible est qu’il est finement divisé, tout céramique (combustible et couches de revêtement) et micro-confiné (le confinement des actinides et des produits de fission se fait au plus près de la source), ces trois particularités combinées permettant à la fois l’accès aux hautes températures et à un haut niveau de sûreté (dossier BN 3 190, Réacteurs à haute température, § 4, sûreté).

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DOI (Digital Object Identifier)

https://doi.org/10.51257/a-v1-bn3640

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1. Présentation du combustible

Même s’il a beaucoup évolué depuis cette époque, le concept de combustible à particules remonte à la fin des années 1950. On envisageait alors d’étudier un combustible formé d’uranium finement dispersé dans une matrice conductrice de graphite, notamment, pour améliorer les échanges entre le caloporteur gazeux et le combustible. Le concept a ensuite évolué vers des systèmes de réacteur à caloporteur hélium plus chaud, les réacteurs à haute température (HTR ou HTGR pour High Temperature Gas cooled Reactor) développés principalement dans les années 1960 et 1970.

Ainsi, en Allemagne, le réacteur expérimental AVR (Arbeitsgemeinschaft Versuchreaktor), arrêté en 1988, a démontré, en 22 ans de fonctionnement très satisfaisant (voir le dossier [] sur les réacteurs à haute température), la viabilité du concept, y compris pour des températures de sortie hélium très élevées (950 ˚C). En particulier, le combustible à particules s’est extrêmement bien comporté du point de vue du confinement des radionucléides, montrant ainsi le savoir-faire de fabrication acquis pendant cette période .

L’application des critères, définis par le Forum Génération IV relatifs aux cycles nucléaires des systèmes du futur (préservation des ressources, sûreté et fiabilité, économie, non-prolifération et protection physique), fait apparaître actuellement un regain d’intérêt pour ce système, et plus particulièrement pour le système VHTR (température de sortie hélium comprise entre 850 et 1 000 ˚C).

En terme de comportement sous irradiation, l’objectif du combustible à particules est de supporter de hautes températures et des taux de combustion...

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Sommaire
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BIBLIOGRAPHIE

  • (1) - NICKEL (H.), NABIELEK (H.), POTT (C.), MEHNER (A.W.) -   Long time experience with the development of HTR fuel elements in Germany  -  . Nuclear Engineering and Design, 217, 141-151 (2002).

  • (2) - SAWA (K.), TOBITA (T.), MOGI (H.), SHIOZAWA (S.), YOSHIMUTA (S.), SUZUKI (S.), DEUSHI (K.) -   Fabrication of the First Loading Fuel of the High Temperature Engineering Test Reactor  -  – Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 36, no 8, 683-690 (1999).

  • (3) - WU (Z.), LIN (D.), ZHONG (D.) -   The design features of the HTR-10  -  – Nuclear Engineering and Design, 218, 25-32 (2002).

  • (4) - TANG (C.), TANG (Y.), ZHU (J.), ZOU (Y.), LI (J.), NI (X.) -   Design and manufacture of the fuel element for the 10 MW high temperature gas-cooled reactor  -  . Nuclear Engineering and Design, 218, 91-102 (2002).

  • (5) - KOSTER (A.), MATZNER (H.D.), NICHOLSI (D.R.) -   PBMR design for the future  -  . Nuclear Engineering and Design, 222, 231-245 (2003).

  • ...

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