Fanny COURTIN

257 Pages·2017·15.21 MB·French

Fanny COURTIN

Mémoire présenté en vue de l’obtention du
grade de Docteur de L'Ecole nationale supérieure Mines-Télécom Atlantique Bretagne-
Pays de la Loire - IMT Atlantique
sous le sceau de l’Université Bretagne Loire

École doctorale : 3M

Discipline : Constituants élémentaires et physique théorique
Spécialité : Physique nucléaire
Unité de recherche : Laboratoire SUBATECH – UMR 6457

Soutenue le 27/10/2017
Thèse N° : 2017IMTA0044

Etude de l’incinération du plutonium en REP
MOX sur support d’uranium enrichi avec le
code de simulation dynamique du cycle CLASS

JURY

Rapporteurs : Elsa MERLE, Professeur à Grenoble INP, LPSC (France)
Éric DUMONTEIL, Ingénieur-chercheur HDR, IRSN Fontenay-aux-Roses (France)

Examinateurs : Christine COQUELET-PASCAL, Ingénieur-chercheur, CEA Cadarache (France)
Bernd GRAMBOW, Professeur à l’IMT Atlantique, SUBATECH (France)

Invité : Sylvain DAVID, Chargé de recherche HDR, IPN Orsay (France)

Directeur de Thèse : Philippe EUDES, Professeur à l’Université de Nantes, SUBATECH (France)

Encadrant scientifique : Nicolas THIOLLIERE, Maître Assistant à l’IMT Atlantique, SUBATECH (France)
I
II
R´esum´e
Les codes de simulation du cycle du combustible nucl´eaire sont des outils permet-
tant d’´evaluer les strat´egies futures du cycle du combustible nucl´eaire et de comprendre
la physique de ce cycle. Dans le contexte d’incertitude entourant l’´evolution future du
parc nucl´eaire fran¸cais, notamment concernant le d´eploiement de R´eacteurs `a Neutrons
Rapides au sodium (RNR-Na), la probl´ematique de cette th`ese est d’´etudier des so-
lutions alternatives de gestion du plutonium et des autres noyaux lourds, bas´ees sur
les R´eacteurs `a Eau Pressuris´es (REP). Les strat´egies ´etudi´ees s’appuient sur deux
hypoth`eses. La premi`ere suppose un retard important dans le d´eploiement des RNR-
Na, impliquant une strat´egie d’attente visant `a stabiliser l’inventaire en plutonium.
La deuxi`eme hypoth`ese suppose un abandon de la strat´egie de d´eploiement des RNR.
Dans ce cadre, une strat´egie d’incin´eration du plutonium a ´et´e ´etudi´ee pour quantifier
la capacit´e de r´eduction de l’inventaire par les REP. Le code de simulation CLASS,
d´evelopp´e par le CNRS/IN2P3 et l’IRSN, est utilis´e. Le multi-recyclage du pluto-
nium en REP requiert un combustible d´edi´e. Des d´eveloppements ont ´et´e r´ealis´es pour
mod´eliser le combustible ´etudi´e, compos´e de MOX sur un support d’uranium enrichi.
Une m´ethodologie innovante d’´evaluation de sc´enarios nucl´eaires bas´ee sur l’analyse
globale de sensibilit´e a ´et´e appliqu´ee. Cette m´ethode a permis d’identifier des sc´enarios
de r´ef´erence pour la stabilisation et la r´eduction de l’inventaire en plutonium et acti-
nides mineurs. Des simulations du cycle d´etaill´ees ont ´et´e r´ealis´ees afin d’analyser la
capacit´e des REP `a g´erer le plutonium `a l’´echelle du cycle.
Mots-cl´es:Gestionduplutonium,simulationdeREP,simulationducyclenucl´eaire,
CLASS, Analyse de sensibilit´e.
III
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Abstract
Nuclear fuel cycle codes are used to evaluate fuel cycle future strategies and to
understand the nuclear fuel cycle physics. In the context of uncertainty related to the
future of French nuclear fleet, especially on the Sodium Fast Reactor (SFR) deploy-
ment, the present work aims to study alternative solutions for plutonium and heavy
isotopes management, based on Pressurized Water Reactor (PWR). Two hypothesis
have been formulated to identify strategies. First, a delay has been expected in SFR
deployment, inducing a stabilization of plutonium inventory before SFR integration.
The second hypothesis is based on the assumption that SFR won’t be deployed in
France. For this specific case, a plutonium incineration strategy has been studied to
quantify the PWR plutonium inventory reduction capacity. Fuel cycle simulations are
performed with the fuel cycle simulator CLASS developed by the CNRS/IN2P3 in
collaboration with IRSN. Plutonium multi-reprocessing in thermal reactor requires an
innovative fuel. Developments have been made to simulate a fuel composed of MOX
on enriched uranium support. An innovative methodology for fuel cycle simulation
evaluation, based on Global Sensitivity Analysis, has been applied. This methodology
leads to reference scenarios identification for plutonium and minor actinides inventory
stabilization and reduction. Fuel cycle detailed simulations have been performed to
produce fuel cycle data, to analyze PWR plutonium management at the cycle scale.
Keywords : Plutonium management, PWR simulation, Fuel cycle simulations,
CLASS, Sensitivity analysis.
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VI
Remerciements
En premier lieu, je tiens `a remercier le directeur de Subatech, Bernd Grambow, de
m’avoir permis de r´ealiser cette th`ese au sein du laboratoire. Je remercie l’ensemble des
membres de mon jury, Elsa Merle, Eric Dumonteil, Christine Coquelet-Pascal, Sylvain
David et Bernd Grambow, pour leur implication dans l’´evaluation de mon travail, leur
lecture attentive du manuscrit et leurs remarques pertinentes.
Je tiens a` remercier Philippe Eudes d’avoir accept´e d’ˆetre mon directeur de th`ese.
Je remercie mon encadrant scientifique, Nicolas Thiolli`ere. Merci Nicolas de m’avoir
fait confiance durant mes stages de Master, et ensuite durant cette th`ese. Merci pour
ta p´edagogie, ta disponibilit´e, ton sens de l’´ecoute, ton implication, ton enthousiasme a`
toutes ´epreuves, et bien suˆr ton grand sens de l’humour! Je remercie bien ´evidemment
BaptisteL.etBaptisteM.,lesinitiateursducodeCLASS.MerciBaLetBaMdem’avoir
int´egr´eeaussinaturellementdansl’´equiped`esmonarriv´ee,dem’avoirprodigu´edenom-
breux conseils avis´es et de m’avoir aid´ee a` r´esoudre les nombreuses probl´ematiques que
j’ai rencontr´ees avec le code. Merci, bien suˆr, pour votre amiti´e.
L’aboutissement de ce travail de th`ese r´esulte ´egalement de l’implication de toute
la communaut´e ”Syst`emes et Sc´enarios” dans le d´eveloppement et l’utilisation du code
CLASS. Je remercie Adrien, Alice, Jean-Baptiste, L´ea, Marc, Sylvain, Xavier et Zak
pour nos nombreuses r´eunions et discussions, qui n’ont eu cesse de faire ´evoluer ma
vision des sc´enarios, du code et de la recherche. Au cours de cette th`ese, j’ai ´egalement
eu le plaisir de collaborer, dans le cadre de diff´erents projets, avec des´equipes du CEA,
de l’IRSN, d’AREVA et du CNERG de l’universit´e de Wisconsin-Madison. Je les re-
mercie pour nos nombreux ´echanges, qui ont aliment´e et dynamis´e la r´eflexion autour
de mon travail. Je remercie ´egalement Julie Champion et Nicolas Capellan d’avoir ac-
cept´e de faire partie de mon comit´e de suivi de th`ese, et d’avoir suivi avec bienveillance
et implication mon travail pendant ces trois ans.
Je remercie l’ensemble des membres du laboratoire Subatech, que j’ai eu le plai-
sir de cˆotoyer ces trois derni`eres ann´ees. Je tiens `a adresser mes remerciements aux
membres des services administratifs et techniques, de Subatech comme de l’IMT, qui
m’ont accompagn´ee tout au long de cette th`ese. Bien entendu, mes remerciements
vont ´egalement `a l’ensemble des th´esards et des post-doctorants de Subatech, avec
qui j’ai pass´e de tr`es bons moments au labo, comme a` l’ext´erieur. Merci `a Antony,
´
Arnaud, Audrey, Charlotte, Daniel, Erwann, Estelle, Etienne, Florian C., Florian G.,
Gabriel, Guillaume, Javier, Jos´e, Lo¨ıc, Lo¨ıck, Lucia, Lucile, Maddalena, Martin, Ro-
bertoetThiago.Etbiensuˆr,merci`amescompagnonsderoutedurantcescinqderni`eres
ann´ees : (Alex)2, Benjamin, Gr´egoire et K´evin... et Pierre! Bon courage aux nouvelles
recrues, Chlo´e, David F., David H. et Manuel, l’aventure commence!
Je tiens finalement a` remercier ma famille, ma belle-famille ainsi que mes amis,
VII
pour leur amour et leur soutien ind´efectible durant toutes ces ann´ees, et ce jusqu’`a
l’´etape finale de la soutenance. Et ´evidemment, Alex, merci.
VIII
Table des mati`eres
Introduction 1
1 Probl´ematique et m´ethodologie 3
1.1 Cadre de l’´etude . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 3
1.1.1 L’´energie nucl´eaire dans le contexte de la transition ´energ´etique 3
1.1.2 Panorama du cycle nucl´eaire fran¸cais et gestion du plutonium . 4
1.1.3 Multi-recyclage du plutonium dans les REP . . . . . . . . . . . 6
1.2 M´ethodologie mise en place dans ce travail . . . . . . . . . . . . . . . . 6
1.2.1 Les ´etudes de simulations dynamiques du cycle du combustible
nucl´eaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.2.2 Les ´etudes r´ealis´ees a` l’IN2P3 . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 7
1.2.3 M´ethodologie mise en place dans ce travail . . . . . . . . . . . . 8
2 Physique des r´eacteurs, cycle du combustible nucl´eaire et recyclage
du Pu en REP 11
2.1 Physique et mod´elisation des r´eacteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . . 11
2.1.1 Notions de physique des r´eacteurs . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
´
2.1.1.1 Equation de Boltzmann . . . . . . . . . . . . . . . . . 12
2.1.1.2 Equation de Bateman . . . . . . . . . . . . . . . . . . 13
2.1.1.3 Observables cl´es de la physique des r´eacteurs . . . . . 14
2.1.2 Sch´ema de calcul pour les ´etudes r´eacteurs . . . . . . . . . . . . 15
2.1.2.1 Le code de transport de particules MCNP . . . . . . . 15
2.1.2.2 Le code d’´evolution MURE . . . . . . . . . . . . . . . 16
2.2 Cycle du combustible nucl´eaire . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17
2.2.1 Caract´eristiques d’un cycle du combustible nucl´eaire . . . . . . 17
2.2.1.1 Pr´esentation du cycle . . . . . . . . . . . . . . . . . . 17
2.2.1.2 Principales fili`eres nucl´eaires d’int´erˆet pour ce travail . 17
2.2.1.3 Observables du cycle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 19
2.2.2 Exemple du cas fran¸cais . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
2.2.2.1 Pr´esentation g´en´erale . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 20
2.2.2.2 Bilan mati`ere . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 22
2.2.2.3 Cadre l´egislatif de la gestion des mati`eres . . . . . . . 24
2.2.3 Mod´elisation du cycle . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
2.2.3.1 Principe des simulateurs . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
2.2.3.2 Outils existants . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 25
2.3 Recyclage du plutonium en REP . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . . 26
2.3.1 Historique du recyclage du plutonium en France . . . . . . . . . 26
2.3.2 Technologies existantes et innovantes . . . . . . . . . . . . . . . 27
2.3.2.1 Physique du MOX en REP . . . . . . . . . . . . . . . 27
2.3.2.2 Le multi-recyclage du MOX en REP . . . . . . . . . . 30
IX