“reuss” — 2007/1/9 — 17:32 — page 80 — #94
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L’épopée de l’énergie nucléaire
certainement préférable à un stockage en attendant les réacteurs à neutrons rapides. Cela
est d’autant plus vrai qu’après irradiation dans le réacteur à eau les deux tiers du plutonium
initial subsistent (une partie du plutonium aura été consommée, mais un complément aura
été produit par conversion de l’uranium 238). Certes, la qualité isotopique du plutonium
se sera encore dégradée, ce qui rend difficile d’envisager un second recyclage dans un
réacteur à eau ; mais ce n’est pas un handicap réel pour un réacteur à neutrons rapides.
Tableau 3.8. Composition isotopique du plutonium obtenu par retraitement du combustible
irradié dans les réacteurs à eau sous pression (source : P. Reuss, Précis de neutronique, EdP
Sciences, 2003).
Isotope
Proportion
Plutonium 238
2 %
Plutonium 239
58 %
Plutonium 240
23 %
Plutonium 241
11 %
Plutonium 242
6 %
En pratique, le recyclage en réacteur à eau se fait en substituant au combustible usuel
dit « UOX » (oxyde d’uranium enrichi à 3 ou 4 % en isotope 235) un combustible « MOX »,
mélange d’oxyde d’uranium naturel, voire appauvri, et de plutonium, avec une teneur
massique de ce dernier de l’ordre de 6 à 8 % (le plutonium est fissile aux deux tiers seulement mais il faut viser un facteur un peu plus grand que trois demis dans la substitution
d’uranium 235 par le plutonium pour compenser l’importante capture thermique sans
fission des isotopes 240 et 242 du plutonium).
Les physiciens ont repris leurs calculs de réacteurs avec ce nouveau combustible... et
ont constaté qu’on ne pouvait pas charger un cœur à 100 % en MOX sans compromettre
la sûreté de la centrale. La raison en est une moindre efficacité des moyens de commande,
par exemple les grappes absorbantes des REP. Cela résulte d’une absorption dans le MOX
plus intense que dans l’UOX (l’efficacité de la grappe de commande est le rapport de
son absorption à celle du combustible ; elle est donc réduite en proportion inverse de
l’absorption du combustible). Avec les dispositifs en place sur les réacteurs existants, les
calculs ont montré que l’on ne pouvait pas charger plus de la moitié des cœurs en MOX
si l’on voulait assurer la sûreté en toutes circonstances. Prudemment, en France, l’Autorité de Sûreté a autorisé le chargement des cœurs des REP seulement à raison d’un tiers
d’assemblages MOX. L’opération a été débutée par EdF en 1987 à Saint-Laurent des Eaux
et concerne aujourd’hui la plupart des REP de 900 MWé
10,11 . Le recyclage du plutonium
dans les réacteurs à eau est aussi pratiqué dans d’autres pays : la Belgique, l’Allemagne,
la Suisse et bientôt le Japon
12 .
Notons en passant que cela a posé un véritable défi aux neutroniciens : la juxtaposition
dans un même cœur d’assemblages UOX et MOX entraîne des interfaces entre zones
10 Aujourd’hui, en France, environ 850 t de combustible irradié sont retraitées par an sur les 1 150 t déchargées
des réacteurs.
11 Une usine, nécessaire pour la fabrication du combustible MOX — MELOX — a été construite à Marcoule ;
elle traite actuellement 150 tonnes de métal lourd par an (capacité maximale : 250 t/an) ; la teneur massique du
plutonium peut aller de 3 à 11 %.
12 Les États-Unis qui, comme nous le verrons, ont abandonné le retraitement en 1977, ont récemment reconsidéré cette politique : ils ont fait fabriquer en France en 2005 quatre assemblages MOX (140 kg de plutonium
d’origine militaire) pour test d’irradiation dans la centrale de Catawba exploitée par l’électricien Duke.
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L’épopée de l’énergie nucléaire
certainement préférable à un stockage en attendant les réacteurs à neutrons rapides. Cela
est d’autant plus vrai qu’après irradiation dans le réacteur à eau les deux tiers du plutonium
initial subsistent (une partie du plutonium aura été consommée, mais un complément aura
été produit par conversion de l’uranium 238). Certes, la qualité isotopique du plutonium
se sera encore dégradée, ce qui rend difficile d’envisager un second recyclage dans un
réacteur à eau ; mais ce n’est pas un handicap réel pour un réacteur à neutrons rapides.
Tableau 3.8. Composition isotopique du plutonium obtenu par retraitement du combustible
irradié dans les réacteurs à eau sous pression (source : P. Reuss, Précis de neutronique, EdP
Sciences, 2003).
Isotope
Proportion
Plutonium 238
2 %
Plutonium 239
58 %
Plutonium 240
23 %
Plutonium 241
11 %
Plutonium 242
6 %
En pratique, le recyclage en réacteur à eau se fait en substituant au combustible usuel
dit « UOX » (oxyde d’uranium enrichi à 3 ou 4 % en isotope 235) un combustible « MOX »,
mélange d’oxyde d’uranium naturel, voire appauvri, et de plutonium, avec une teneur
massique de ce dernier de l’ordre de 6 à 8 % (le plutonium est fissile aux deux tiers seulement mais il faut viser un facteur un peu plus grand que trois demis dans la substitution
d’uranium 235 par le plutonium pour compenser l’importante capture thermique sans
fission des isotopes 240 et 242 du plutonium).
Les physiciens ont repris leurs calculs de réacteurs avec ce nouveau combustible... et
ont constaté qu’on ne pouvait pas charger un cœur à 100 % en MOX sans compromettre
la sûreté de la centrale. La raison en est une moindre efficacité des moyens de commande,
par exemple les grappes absorbantes des REP. Cela résulte d’une absorption dans le MOX
plus intense que dans l’UOX (l’efficacité de la grappe de commande est le rapport de
son absorption à celle du combustible ; elle est donc réduite en proportion inverse de
l’absorption du combustible). Avec les dispositifs en place sur les réacteurs existants, les
calculs ont montré que l’on ne pouvait pas charger plus de la moitié des cœurs en MOX
si l’on voulait assurer la sûreté en toutes circonstances. Prudemment, en France, l’Autorité de Sûreté a autorisé le chargement des cœurs des REP seulement à raison d’un tiers
d’assemblages MOX. L’opération a été débutée par EdF en 1987 à Saint-Laurent des Eaux
et concerne aujourd’hui la plupart des REP de 900 MWé
10,11 . Le recyclage du plutonium
dans les réacteurs à eau est aussi pratiqué dans d’autres pays : la Belgique, l’Allemagne,
la Suisse et bientôt le Japon
12 .
Notons en passant que cela a posé un véritable défi aux neutroniciens : la juxtaposition
dans un même cœur d’assemblages UOX et MOX entraîne des interfaces entre zones
10 Aujourd’hui, en France, environ 850 t de combustible irradié sont retraitées par an sur les 1 150 t déchargées
des réacteurs.
11 Une usine, nécessaire pour la fabrication du combustible MOX — MELOX — a été construite à Marcoule ;
elle traite actuellement 150 tonnes de métal lourd par an (capacité maximale : 250 t/an) ; la teneur massique du
plutonium peut aller de 3 à 11 %.
12 Les États-Unis qui, comme nous le verrons, ont abandonné le retraitement en 1977, ont récemment reconsidéré cette politique : ils ont fait fabriquer en France en 2005 quatre assemblages MOX (140 kg de plutonium
d’origine militaire) pour test d’irradiation dans la centrale de Catawba exploitée par l’électricien Duke.