Récapitulons les caractéristiques de la configuration de référence du point de vue des différentes contraintes :
Sûreté : Le coefficient de température total de cette configuration atteint -2.35 ± 0.05 pcm/◦C et peut être considéré comme suffisamment négatif. Son sous-coefficient concernant uniquement le sel est également négatif (-2.89 ±0.07 pcm/◦C), mais le sous-coefficient de densité est quant à lui fortement positif : +3.19 ± 0.05 pcm/◦C. On considèrera cette configuration comme acceptable du point de vue de cette contrainte.
Capacités de régénération : Cette configuration a un taux de régénération de 1.000, grâce à son temps de retraitement en 6 mois. Elle respecte donc parfaitement notre volonté d’obtenir un réacteur iso-générateur, mais ne dispose pas de “réserve de régénération” utilisable.
Tenue des matériaux : Le modérateur est soumis à un flux moyen de 1.44.1015n/cm2/s, sachant que le flux maximum est plus de 3 fois supérieur. La durée de vie est estimée à 1.5 ans pour les manches et 1.75 ans pour le reste du modérateur. Un renouvellement -moyen- du graphite aussi fré- quent constitue un handicap majeur de cette configuration. De plus, le flux de graphite à gérer se monte à 17.5 tonnes/an, ce qui accumulerait des stocks importants de graphite irradié.
Inventaire initial nécessaire : Le coeur a besoin de 1410 kg d’233U pour être critique, auxquels il faut rajouter 510 kg pour couvrir la sous-génération des premiers temps. L’inventaire fissile nécessaire pour produire 1 GWe est donc légèrement inférieur à 2 tonnes ce qui, sans être totalement satisfaisant, est très acceptable.
Faisabilité du retraitement : Le retraitement envisagé, dit “lent”, est beaucoup plus simple que celui du projet MSBR. Le ralentissement du retraitement diminue sensiblement les flux de matière à traiter et permet, probablement, l’extraction du Th avant celle des PF. Ceci constitue une solution pour contourner le problème d’extraction des PF en présence de Th.
Production de TransUraniens : Les TRU étant extraits au retraitement, peu d’éléments très lourds sont formés. Cela signifie que la gestion de ces TRU dans des réacteurs plus adaptés est grandement facilitée par les faibles teneurs en Am, Cm ou Cf. Citons également la réduction significative (d’un facteur 18) des pertes de Th au retraitement, problème connu du projet MSBR.
Production de Tritium : Compte tenu de l’absence de Be, le 6Li est rapidement consommé et ne peut produire de tritium de façon significative. Ainsi, cette production se monte à 110 g/GWe/an, soit un peu moins que les 150 g/GWe/an du MSBR [9] et beaucoup moins que les 280 g/GWe/an des réacteurs CANDU.
Aspects de thermohydraulique : Le sel circule dans les canaux de façon turbulente, à la vitesse raisonable de 2.0 m.s−1. Les pertes de charge sont dominées par le frottement lors du passage dans les échangeurs, puisque la circulation dans les canaux n’engendre qu’un effet minime (∆P=30 mbar).
L’extraction de la puissance du coeur, à savoir 2500 MWth avec 1/3 des 20 m3de sel, semble faisable grâce aux nouvelles technologies d’échangeurs de chaleur [54, 55].
Résistance à la prolifération : L’232U présent dans le combustible du coeur, dans la couverture, et même dans le stockage du protactinium, engendre des émissions de rayonsγde 2.6 MeV. L’activité du
208Tl qui les émet vaut 200 GBq par kilogramme d’uranium récupéré dans le coeur, et 350 GBq.kg−U1 dans la couverture. Bien que plus riche en 233U, le stockage externe n’est pas proliférant puisqu’il n’est pas exempt d’232U. L’activité du208Tl s’y monte tout de même à 80 GBq.kg−U1à l’équilibre.
Le présent chapitre a décrit dans le détail les propriétés de la configuration de référence. Les chapitres suivants vont présenter les différentes études réalisées à partir de cette configuration de référence. On s’intéressera tout d’abord à la taille des canaux de sel, déterminant le rapport de modé- ration du coeur (chapitre 5), à la puissance spécifique et autres aspects géométriques (chapitre 6), au retraitement (chapitre 7) et enfin à la composition chimique du sel combustible (chapitre 8). Toutes ces études étant fortement liées à la configuration de référence, il convenait de bien connaître ses propriétés, géométriques comme neutroniques, ainsi que ses défauts et qualités.
Chapitre 5
Etude du rayon des canaux
5.1 Présentation de l’étude
5.1.1 Principe général
Le comportement d’un réacteur dépend fortement de son spectre neutronique, et ce spectre est déterminé par le pouvoir de modération global du coeur. Que ce soit par les atomes de carbone du graphite modérateur ou par les noyaux légers du sel, les neutrons perdent leur énergie de diverses manières. Nous allons dans ce chapitre nous concentrer sur la variation du rayon des canaux de sel.
Comme la taille des hexagones est gardée constante, cette variation de rayon a un impact direct sur le rapport de modération. Nous allons parcourir l’ensemble des configurations, depuis celle ayant des très petits canaux jusqu’à celle où le graphite modérateur a complètement disparu du coeur. Ce faisant nous élargirons les études déjà menées sur le sujet dans une gamme de rayons plus restreinte [57].
Quelles vont être les variations des autres paramètres du coeur ? En effet, même si c’est scienti- fiquement plus correct, il n’est pas possible de ne modifier qu’un seul paramètre. En particulier, la variation du diamètre a un impact direct sur le volume de sel contenu dans un canal. Nous avons dé- cidé dans cette étude de garder le volume de combustible constant car c’est un paramètre fondamental, comme il sera montré au chapitre 6. Le coeur nécessitant un nombre de canaux différent, cela se ré- percute finalement sur le diamètre du coeur, ainsi que sur sa hauteur pour garder l’orthorhombicité. La figure 5.1 regroupe les coupes horizontales de trois réacteurs type (réacteurs à spectre thermique, épi- thermique et rapide). Le tableau 5.1 présente quant à lui les dimensions de la matrice modératrice pour quelques configurations. La hauteur n’est pas toujours égale au double du rayon, puisque le rayon, ou plutôt le nombre d’hexagones, ne prend que des valeurs discrètes. L’ajustement du volume, prioritaire sur l’orthorhombicité, fixe alors la hauteur exacte nécessaire. Les caractéristiques de la couverture en thorium ne sont pas modifiées dans cette étude. On gardera donc deux couches d’hexagones avec des canaux de 10 cm de rayon contenant le sel fertile. Enfin, le retraitement du combustible est gardé constant d’une configuration à l’autre. Le retraitement des 20 m3 de sel combustible se fait toujours en six mois, avec une extraction totale des PF, des TRU et du protactinium.
FIG. 5.1 – Coupe horizontale de trois réacteurs types : réacteur thermique avec r = 4 cm (en haut), réacteur épithermique avec r = 8.5 cm (en bas à gauche), réacteur rapide en “canal unique” (en bas à droite). Les réacteurs sont de tailles différentes afin de maintenir un volume de sel combustible constant de 20 m3.
Rayon des canaux de sel (cm) 1 2 4 6 8.5 10 12 13.6 Rayon du bloc modérateur (m) 6.5 4.1 2.65 2.05 1.6 1.5 1.3 1.25
Nombre de canaux 2173 847 337 199 121 97 73 1
Hauteur du bloc modérateur (m) 13.0 8.4 5.3 4.0 3.2 3.0 2.8 2.6 Volume de sel (m3) 20.0 19.9 20.1 20.3 20.0 20.3 20.0 20.2
TAB. 5.1 – caractéristiques du coeur en fonction du rayon des canaux.
Lorsqu’on enlève complètement le graphite du bloc modérateur, la notion de rayon de canaux n’a plus vraiment de sens. Ce qui est mentionné dans le tableau 5.1 représente le rayon du cercle dont la surface égale celle de l’hexagone entier. Par la suite, on se réfèrera à cette configuration un peu particulière par l’appellation “canal unique”.
Face à ces problèmes techniques, pourquoi parler de rayon de canaux et pas de rapport de mo- dération ? La définition de ce dernier n’est pas constante et universelle, puisqu’il est interprété tantôt comme un rapport entre volume de modérateur et volume de combustible, et tantôt comme un rapport entre nombre de noyaux modérateurs et nombre de noyaux fissiles. Pour le cas qui nous concerne, le sel combustible contient également des noyaux modérateurs dont il faudrait tenir compte. De plus, si la densité du graphite n’évolue pas, celle du sel varie avec la proportion de Noyaux Lourds (NL) et la température, ce qui complique le calcul et l’interprétation du rapport de modération. Enfin, ce rapport ne suffit pas à définir le comportement neutronique du coeur, puisqu’un même rapport peut aboutir à deux résultats différents, comme il sera montré au chapitre 6 dans la partie traitant de l’étude en fonc- tion de la taille des hexagones. Ainsi, parler de rapport de modération n’a de sens que si l’on connaît également les autres caractéristiques du coeur (densité des matériaux, géométrie, etc...). Quitte à choi- sir un paramètre imparfait, nous lui préfèrerons le rayon des canaux, qui a l’avantage d’être moins abstrait et de ne pas entraîner d’erreurs d’interprétation. En Annexe B sont données des tables de correspondance pour plusieurs configurations.
5.1.2 Problème des grands rayons
Pour les configurations à grand rayon de canaux (à partir de r = 11 cm), nous avons dû procéder à un changement dans la géométrie du coeur. La figure 5.2 partie de gauche présente un schéma du quart supérieur droit du coeur dans la configuration “canal unique”. On y voit le coeur, traversé de la barre centrale, la couverture en thorium ainsi que le réflecteur axial supérieur en graphite. Sur la partie droite on peut voir la répartition des fissions dans le même quart de coeur supérieur droit. Il apparaît très clairement que les fissions se produisent en majorité à proximité du réflecteur axial. Dans une telle configuration, le coeur est presque dépourvu de modérateur hormis les éléments légers du sel. Les sections efficaces moyennes de fission dans un flux aussi peu thermalisé sont alors faibles.
En revanche, les réflecteurs en graphite, d’une épaisseur standard de 1.30 m, ont un pouvoir modé-
rateur beaucoup plus important que les noyaux légers du sel, ce qui conduit à des sections efficaces moyennes de fission plus élevées et un rassemblement des fissions à proximité des réflecteurs.
FIG. 5.2 – Schéma du quart supérieur droit du coeur dans la configuration en “canal unique” (à gauche). Répartition des fissions dans la même configuration (à droite).
Cette configuration étant un non-sens, elle doit être modifiée pour ramener les fissions au centre du coeur. Il faut pour cela supprimer le pouvoir modérateur des réflecteurs axiaux. Deux solutions sont possibles : utiliser des réflecteurs en graphite d’épaisseur plus faible, ou utiliser un matériau moins modérateur. La première solution a été simulée en ramenant l’épaisseur à 10 cm au lieu de 1.30 m et la deuxième en remplaçant le graphite par du ZrO2. Le choix de ce matériau, au lieu par exemple de l’hastelloy, n’a pas une grande importance pour cette étude. L’efficacité de ces deux méthodes se voit clairement sur la figure 5.3. Celle-ci indique la répartition des fissions dans le quart supérieur droit du coeur, et l’on constate le retour des fissions au centre du réacteur dans les deux cas. De plus, la réduction du pouvoir modérateur des réflecteurs axiaux, et donc la répartition des fissions en coeur, sont peu dépendantes de la méthode utilisée. La barre centrale, toujours en graphite, occasionne elle aussi une thermalisation localisée. L’effet est cependant beaucoup moins important (maximum de 4.1013fission/cm3/s contre 12.1013fission/cm3/s précédemment) et moins problématique (maximum au centre du coeur au lieu de la périphérie).
Au vu des résultats de cette étude, on choisira par défaut, pour toutes les configurations peu ther- malisées (en pratique toutes celles dont le rayon des canaux est supérieur ou égal à 11 cm), la solution des réflecteurs axiaux en ZrO2. Certaines configurations comprennent des réflecteurs en ZrC au lieu du ZrO2. Ces deux matériaux donnant des résultats similaires (lorsqu’ils sont utilisés de la sorte), et il n’est pas utile de les distinguer.
FIG. 5.3 – Répartitions des fissions dans le quart de coeur supérieur droit pour deux configurations : réflecteur axial mince en graphite (à gauche) et réflecteur axial en ZrO2(à droite).