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

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.