6.3.3 Type de couverture
La couverture utilisée dans toutes nos études est constituée d’hexagones de 15 cm de côté (ou identiques à ceux du coeur lorsqu’ils sont de taille différente). Chaque hexagone en graphite est percé d’un canal de 10 cm de rayon contenant du sel fertile, de composition 78% LiF - 22% ThF4. Il existe bien d’autres manières de concevoir une couverture fertile. D’un point de vue neutronique, les résultats seraient probablement assez similaires, avec bien sûr des variations de taux de régénération en fonction de l”’efficacité” de la couverture. En revanche, ces solutions se différencient sur le plan de la faisabilité technologique, chacune ayant ses caractéristiques propres.
L’utilisation d’un sel fertile liquide, similaire à celui du coeur, facilite l’étape de récupération de l’233U (par fluoration). De plus, cet233U fissionne et forme des PF qui dégradent petit à petit l’effica- cité de cette couverture. Un sel fertile liquide facilite l’injection d’une partie de la couverture en coeur, une fois trop chargée de PF. D’un point de vue technologique, cette couverture peut être composée d’un “circuit” de sel fertile. Un tel circuit n’a cependant pas besoin de pompe ou d’échangeur de cha- leur, et on ne peut pas vraiment parler de réacteurs à double circuit. L’autre solution consiste à utiliser des “ampoules” de graphite scellées, contenant le sel fertile. Chaque ampoule est alors indépendante des autres et peut être retirée et échangée le moment venu.
Le recours à une couverture solide peut se faire par l’utilisation de barreaux de ThO2. Plus encore que les ampoules, ces barreaux peuvent être aisément retirés et remplacés. Par contre, la très forte densité du ThO2 fait craindre qu’une telle technologie ne nécessite des quantités de Th très impor- tantes pour entourer efficacement le coeur. De plus, l’233U formé se concentre en surface où il a alors plus de chance de provoquer des fissions, dégradant l’objectif premier de la couverture fertile.
Les investigations dans ce domaine n’ont cependant pas été très poussées, et il faudrait peut être réaliser d’autres études sur le sujet.
gurations à deux zones est moins large car il est difficile d’obtenir des configurations extrêmes (telle r1 ou cu) par une moyenne de plusieurs zones de modération.
6.4.2 Sûreté
L’influence du spectre neutronique sur le coefficient de température est représentée sur la figure 6.14. On se rend compte que les configurations à deux zones de modération obéissent aux mêmes lois que les configurations à une zone, puisque leurs résultats sont superposés aux autres. Cela signifie que la répartition des zones n’a aucune importance pour l’étude des coefficients de température.
6.4.3 Capacités de régénération
Le taux de régénération dépendant d’autres paramètres que la simple dureté du spectre (fuites, absorptions dans le modérateur, etc...), la corrélation avec la proportion d’233U est moins forte, comme on peut le constater sur la figure 6.15. Si l’évolution est globalement similaire, quelques différences apparaissent. On voit qu’il est possible d’améliorer légèrement la régénération (par exemple pour une proportion de 3.04 % d’233U) ou de la détériorer (par exemple pour une proportion de 7.65 %).
Les fissions se situent préférentiellement dans les zones à petits canaux, en raison de l’augmen- tation des sections efficaces. Lorsqu’une telle zone est située en périphérie, ce qui est le cas des deux exemples susmentionnés, le flux de neutrons s’échappant du coeur est augmenté. La couverture en thorium récupère une partie de ces neutrons, ce qui améliore les capacités de régénération. En re- vanche, si le flux est trop important, la couverture fertile ne suffit plus et les neutrons sont massivement capturés dans les protections neutroniques situées derrière, détériorant alors le taux de régénération.
6.4.4 Tenue des matériaux
D’ordinaire, la nappe de flux à une forme de paraboloïde ou de cône, et le maximum de flux se situe dans la partie centrale. Pour des réacteurs à plusieurs zones de modération, la nappe de flux peut avoir une forme très différente. Dans une zone à petits canaux, les sections efficaces moyennes de fission sont plus importantes. Si une telle zone, dite “fissile”, est située en périphérie du coeur, la nappe de flux est plus uniforme, comme on peut le constater sur la figure 6.16. Les configurations simulées ici comportent une zone centrale avec des canaux de 10 cm de rayon, et une zone externe avec des canaux de rayon variable : respectivement 10 cm, 8 cm, 6 cm et 4 cm. Ces configurations disposent d’un rapport de modération global différent, et donc d’un flux moyen différent. Ainsi, les valeurs de flux mentionnées sur la figure ne sont là qu’à titre indicatif, mais ne peuvent pas servir d’élément de comparaison.
Comme on peut le constater, il est possible de définir des configurations dont la nappe de flux, et donc l’irradiation, est assez uniforme. Si cela ne résout pas les problèmes posés par la courte durée de vie moyenne du graphite, un découpage du coeur apporte cependant une avancée positive.
0 2 4 6 8 10 proportion 233U/NL (%)
-6 -4 -2 0 2
coefficient de température total (pcm/°C)
1 zone 2 zones
FIG. 6.14 – Impact du découpage en zones de modération différente sur le coefficient de température total en fonction de la proportion de matière fissile.
0 2 4 6 8 10
proportion 233U/NL (%) 0.95
1 1.05 1.1 1.15
taux de régénération
1 zone
2 zones
FIG. 6.15 – Impact du découpage en zones de modération différente sur le taux de régénération en fonction de la proportion de matière fissile.
FIG. 6.16 – Flux de neutrons dans le graphite pour une coupe horizontale du réacteur pour des confi- gurations de réacteur dont le rayon de canal de la zone interne est de 10 cm, et celui de la zone externe de 10 cm (en haut à gauche), 8 cm (en haut à droite), 6 cm (en bas à gauche) et 4 cm (en bas à droite).
En raison des symétries, le centre du coeur est situé dans le coin gauche de la coupe.