Amélioration du combustible nucléaire en utilisant des matériaux tolérants aux accidents

Quelques mois suivant l'accident de Fukushima Daiichi (11 Mars, 2011), un effort de RD&D américain, français et japonais s'est assidûment déployé en vue d'un remplacement du crayon de combustible nucléaire actuel (U[Pu]O2/Zr) par un second dit “tolérant aux accidents”, dans l'optique d'une adoption dans les assemblages des réacteurs à eau légère pour la fin de l'année 2022. Cet effort est mené sous le nom de projet ATF (“Accident Tolerant Fuels”), reprenant ainsi le même terme évoqué par le Congrès des États-Unis peu de jours après l'incident. Les alliages ferritiques (FeCrAl et APMT), l'austénitique (310SS) et le silicium-carbone (SiC) forment trois classes de candidats susceptibles de réduire au moins de 100 fois la cinétique d'oxydation du Zircaloy au delà de 1204 C, de réduire l'enthalpie du coeur, de retarder le point d'éclatement du crayon et d'agir comme barrière au transport d'oxygène à haute pression. La stabilité thermo-mécanique de ces nouveaux crayons dans un environnement d'eau légère, à faibles et hauts burnups, en état stationnaire et transitoire venait d'être rendue publique par le laboratoire américain d'Oak Ridge. Ce projet de recherche consiste à quantifier l'impact neutronique d'un tel remplacement de la gaine au Zircaloy dans la filière CANDU-6 (Canada Deuterium Uranium) des réacteurs à eau lourde, en conditions nominales d'opération et en conditions accidentelles anticipées. Les pénalités neutroniques de 56Fe et de 59Ni, respectivement, observées pour les alliages ferritiques et austénitique impliquent un changement de la politique canadienne actuelle vers un besoin en enrichissement. Une stratégie d'enrichissement en 235U est développée et un critère de convergence de criticité moyenne de la grappe CANLUB est adopté. L'accumulation de poison, d'actinides et de produits de fission est suivie à chaque pas de burnup. Un calcul multigroupes a permis de quantifier les taux d'absorption des gaines par rapport à la pastille d'UO2. Le degré de durcissement du flux neutronique est suivi dans le combustible, la gaine et le modérateur. Ce durcissement est également quantifié dans les régions internes et externes du coeur, et ce, à différentes hauteurs et différentes périodes précédent le début du processus de rechargement. L'effet des barres de régulation liquides et solides sur l'aplanissement du flux est étudié. L'effet du durcissement du flux sur le profil radial et axial des puissances de canal et de grappe est quantifié. Un raffinement des conditions de discrétisation de la pastille et une considération de son inhomogénéité ont permis une comparaison fine de l'autoprotection spatiale des résonances. L'augmentation du volume du caloporteur, du volume de la pastille et du volume de l'espace d'hélium sont les trois schémas d'optimisation proposés et étudiés pour contrer les pénalités des gaines et les coûts en enrichissement.