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Étude de faisabilité du recyclage de l'uranium de retraitement en réacteur à eau lourde

Cécile Carre

Masters thesis (2011)

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Cite this document: Carre, C. (2011). Étude de faisabilité du recyclage de l'uranium de retraitement en réacteur à eau lourde (Masters thesis, École Polytechnique de Montréal). Retrieved from https://publications.polymtl.ca/557/
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Abstract

Les réacteurs a eau lourde (PHWR) ont la particularité de pouvoir fonctionner avec de l'uranium naturel (Unat) non enrichi (dont la teneur en U-235 est de 0.7% environ), contrairement aux réacteurs a eau légère (LWR) qui nécessitent un combustible enrichi en U-235 a plus de 3.5%. Cette particularité a rendu possible la synergie entre les LWR et PHWR, l'idée étant que le combustible irradié dans les LWR contiendrait encore une proportion suffisante de matière fissile pour être utilisé dans les PHWR, dans un second cycle du combustible. Dans cette étude, menée dans le cadre d'un stage chez AREVA, nous portons plus spécifiquement notre intérêt sur l'uranium de retraitement (URT), issu du cycle du combustible des réacteurs a eau légère, et a la possibilité de recycler ce dernier dans les PHWR (le modèle de PHWR étudié est le CANDU 6). L'objectif est de réaliser une étude de sensibilité pour comparer le comportement des différents combustibles URT en PHWR vis-a-vis des principaux paramètres neutroniques. Dans un premier temps on réalise une bibliographie sur la physique des réacteurs a eau lourde afin d'identifier les paramètres pertinents a étudier pour statuer sur la faisabilité du recyclage de l'URT dans les PHWR. Par la suite, on construit un modèle neutronique du PHWR a l'aide des codes de calcul de cellule et de coeur DRAGON et DONJON Version 4. L'étude de sensibilité consiste d'abord a établir une formule d'équivalence énergétique généralisée pour l'URT dans le PHWR, permettant d'associer un URT (connaissant sa composition isotopique) a un combustible issu d'Unat équivalent énergétiquement. Cette formule est issue de la comparaison de calculs de cours moyennes dans le temps pour divers combustibles. Dans un deuxième temps on cherche a quantifier l'impact de l'URT sur les paramètres de sûreté du réacteur a eau lourde, a partir de calculs de cellule et de coeur.----------AbstractPressurised Heavy Water Reactors (PHWR) can use natural uranium fuel (\Unat", whose U-235 concentration is 0.7114%) without enrichment, whereas Light Water Reactors (LWR)need a more than 3.5% enriched uranium fuel. This specificity enables \synergy" between LWR and PHWR, giving that irradiate fuel from LWR still contents enough fissile materials to be reused in PHWR, in a second fuel cycle. This study, part of an internship with AREVA (France), focuses on the feasibility of recycling Reprocessed Uranium (URT), which is a product from backend LWR cycle, in PHWR. The type of PHWR considered in this work is the CANDU 6. The objective is to perform a sensitivity analysis to compare several types of URT about their efficiency in PHWR, according to the main neutronic parameters. First, a bibliography on PHWR physics is done so as to determine pertinent parameters to study in order to conclude about the feasibility of recycling URT in PHWR. Then, a complete calculation scheme of PHWR is computed with lattice and full-core codes DRAGON and DONJON Version 4. The sensitivity analysis consists, on the one hand, in determining an energetic equivalence law for URT in PHWR, which associates a URT fuel (knowing its isotopy) with an equivalent (enriched) Unat fuel. This law is established by comparing core calculation for dierent fuels, with the Time Average method. On the other hand, safety parameters are computed for various fuels (URT or Unat) in order to quantify the impact of URT isotopes on PHWR's safety. The calculation of the safety parameters uses both lattice and core calculation scheme.

Open Access document in PolyPublie
Department: Département de génie physique
Dissertation/thesis director: Alain Hébert, Jean Koclas and Jérémy Lonchampt
Date Deposited: 16 Aug 2011 15:48
Last Modified: 27 Jun 2019 16:49
PolyPublie URL: https://publications.polymtl.ca/557/

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