Physique des réacteurs à eau lourde ou légère en cycle thorium : étude par simulation des performances de conversion et de sûreté

Conversion performance of thorium-fueled CANDU and PWR reactors has been studied to evaluate their potential use as the third and last tier of symbiotic scenarios. For instance, plutonium extracted from the spent fuel of UOX PWRs could be used in Th/Pu CANDUs to produce uranium (mainly 233U), which could finally feed a high conversion water-cooled third reactor fleet component. This option could help to replace likely delayed Generation IV in the case of a strong increase of uranium-based energy production. In order to assess the competitiveness of such scenarios, detailed cycle data have been obtained by means of a core-equivalent simulation methodology developed for CANDU-6 and adapted to N4-type PWR. Breeding in Th/233U CANDU is achieved for a 1.30 wt% homogeneous enrichment and a short burnup of 7 GWd/t. Small increase of enrichment (to 1.35 wt%) considerably extends cycle length (to 14 GWd/t), at the cost of sub-breeding. Multirecycling induces conversion loss too, which can yet be compensated by fissile heterogeneity. In Th/233U PWR at standard power, the conversion is lower than in CANDU (with about half of initial fissile load after 50 GWd/t) but can be improved by sub-moderation. Neutronic comparative analysis shows that main part of the CANDU-PWR conversion gap comes from neutron-economical CANDU operation conditions. Scenarios have been compared as regards uranium savings and fuel back-end in both cases, and have confi rmed great interest in CANDU. Two research tracks have been identi ed and preliminarily explored : the safety assessment of thorium-fueled CANDUs by kinetics with thermal feedback, and the study of strongly sub-moderated cores in a standard PWR envelope.Le niveau de conversion des réacteurs CANDU et REP en cycle thorium a été étudié dans l'optique d'une utilisation en troisième et dernière strate de scénarios symbiotiques. Le plutonium du combustible REP usé serait par exemple utilisé en CANDU Th/Pu pour produire de l'233U, qui alimenterait ces réacteurs à eau et haute conversion. En cas d'augmentation importante de la production d'énergie à partir d'uranium, cette alternative basée sur des réacteurs existants pourrait suppléer une IVe génération trop tardive. Pour évaluer la compétitivité de tels scénarios, des calculs de cycles détaillés ont été effectués selon une méthodologie de simulation de coeur développée pour le CANDU-6 et adaptée au REP de type N4. Le CANDU Th/233U enrichi à 1.30 wt% est régénérateur, avec un burnup court de 7 GWj/t. Augmenter légèrement l'enrichissement allonge considérablement le cycle, au prix d'une sous-génération. Multirecycler conduit également à une perte de conversion, qui peut néanmoins être compensée par un chargement fissile hétérogène. La conversion à puissance standard est moins bonne en REP Th/233U qu'en CANDU (inventaire fissile réduit de moitié après 50 GWj/t) mais peut être améliorée par sous-modération. L'analyse neutronique montre que l'essentiel du gap de conversion entre CANDU et REP vient des conditions opératoires économes en neutrons du CANDU. Des scénarios ont été comparés du point de vue de l'économie d'uranium et de l'aval du cycle dans les deux cas, et ont confi rmé l'intérêt du CANDU. Deux pistes de recherche ont été identi fiées : l'évaluation de la sûreté des CANDUs au thorium par cinétique avec contre-réactions thermiques, et l'étude de coeurs fortement sous-modérés en cuve standard de REP