Livre blanc du Tritium

20 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires En moyenne par réacteur, les rejets liquides annuels de tritium sont d’environ 10 TBq pour le palier 900 MWe avec un maximum de 15 TBq (les gestions MOX actuelles du palier 900 MWe n’ont que peu d’influence sur la production de tritium compte tenu du fait que la concentration en bore et le mode d’exploitation d’un cœur UO2 et d’un cœur MOX sont sensiblement identiques). Pour le palier 1300 MWe, ces rejets liquides ont sensiblement augmenté depuis la mise en œuvre, en 1996-1997, de la gestion de combustible GEMMES utilisant des combustibles plus enrichis (4 % 235U au lieu de 3,1 % initialement) et produisant donc plus de tritium (augmentation de la teneur en bore dans le circuit primaire). Ces rejets sont passés en moyenne par réacteur de 15 TBq.an-1 en 1996 à 25 TBq.an-1 ces dernières années (équilibre atteint en 2001). Pour le palier 1450 MWe, les rejets de tritium atteignent leur état d’équilibre avec une moyenne d’environ 20 TBq.an-1. L'activité rejetée par voie gazeuse est d'environ de 0,3 TBq par tranche pour les paliers 900MWe et 1450MWe et de 1,2 TBq par tranche pour le palier 1300 MWe, ces effluents provenant principalement de l’évaporation des piscines BK et des piscines BR lors des arrêts pour rechargement, ainsi que des évents des bâches intermédiaires TEP d’effluents tritiés. Ces rejets pourraient toutefois être réduits sur le palier 1300 MWe en limitant lesdébitsdeventilationdesbâches intermédiaires. Ainsi, le retour d’expérience montre que près de 98 % du tritium produit en 2007 sur l’ensemble du parc EDF ont été rejetés sous forme liquide. Par ailleurs, il convient de souligner que l’augmentation des rejets liquides de tritium émis par les réacteurs de 1300 MWe ne peut être imputée à la seule modification de la gestion du combustible puisque cette augmentation est également liée au fait que l’exploitant privilégie dorénavant les rejets de tritium sous forme liquide plutôt que sous forme gazeuse, cette politique ayant été initiée plus rapidement pour le palier 1300 MWe que pour les autres paliers. De façon générale, la stratégie de gestion des effluents primaires est propre à chaque CNPE du fait : • de la diversité des contraintes environnementales pouvant être rencontrées (étiage, crue, plage de débit autorisant les rejets) ; • de l’impact des stratégies de gestion précédentes (historique), celles-ci ayant pu conduire à une augmentation progressive de l’activité du tritiumdans le circuit primaire et les circuits connexes jusqu’à des valeurs proches des limites spécifiées, obligeant à déconcentrer le tritium dans ces circuits, à le déstocker et finalement à augmenter les rejets liquides de tritium ; • d e l’existence de problématiques spécifiques propres à chaque CNPE ; • des disparités quant aux limites fixées pour le paramètre tritium dans les arrêtés d’autorisation de rejets. Enfin,pour l’ensembledes58tranchesduparcd’EDF, lesrejetsnormalisés de tritiumpar voies liquide et gazeuse en 2007 sont respectivement de 20 et 0,6 TBq.GWe-1.an-1 en moyenne et recoupent les valeurs fournies par l’UNSCEAR pour la période 1975-1997 [1][2][10][11], pour l’ensemble des réacteurs PWR en exploitation dans le monde. A cet égard, il faut rappeler que, pour ce qui concerne le parc EDF, les méthodes de comptabilisation des rejets radioactifs, et notamment des rejets de tritium, ont évolué depuis 2002, ce qui rend délicate toute comparaison avec les années antérieures. Sur la période 1975-1997, les valeurs de rejet fournies par l’UNSCEAR ont diminué de manière constante, respectivement de 38 à 19 TBq.GWe-1.an-1 et de 7,8 à 2,3 TBq.GWe-1.an-1 respectivement pour les voies liquide et gazeuse, cette évolution étant liée principalement à une meilleure gestion de l’exploitation et de la maintenance réalisée en arrêt de tranche, mais également à une évolution des méthodes de comptabilisation et des performances de la métrologie. 3 2 1 2 Les réacteurs à eau bouillante (BWR) A la fin 2007, 94 réacteurs BWR de puissance unitaire variant de 150 à 1350 MWe et de capacité nette totale de 85,3 GWe, étaient connectés au réseau à travers le monde [3]. Les principales caractéristiques d’un réacteur BWR et les principales différences par rapport à un réacteur PWR sont rappelées ci-après : • présence d’un seul circuit, l’eau légère étant portée à l’ébullition dans le cœur et la vapeur produite allant directement dans la turbine (280 °C, 70 bar) ; • nécessité d’augmenter le volume du cœur, de puissance spécifique plus faible, la densité de l’eau, en partie sous forme vapeur, étant notablement plus faible12 ; • nécessité de séparer mécaniquement l’eau et la vapeur (un séparateur est implanté en haut de la cuve) et de renvoyer directement la phase liquide séparée reprise par des pompes dans le cœur du réacteur (le taux de vide est nul au bas du cœur et atteint environ 70 % au haut de ce dernier) ; • nécessité d’enfermer les assemblages combustibles dans des boîtiers destinés à canaliser l’eau de refroidissement, maintenir une circulation axiale assurant la stabilité du cœur et faciliter leur manutention, les barres de contrôle cruciformes étant insérées entre ces boîtiers ; • existence d’un fort couplage entre thermohydraulique et neutronique ayant pour conséquence une grande stabilité radiale de flux, mais un fort déséquilibre axial de puissance (usure plus rapide du combustible dans la partie basse du cœur) ; les solutions successivement adoptées pour limiter la bosse de puissance en partie basse, réduire le déséquilibre axial et assurer une partie de la compensation à long terme ont été les suivantes : - insertion de barres de commande par le bas de la cuve où l’absence de bulles de vapeur crée un excès de réactivité (utilisation de gadolinium puis de bore et de hafnium) ; - introduction de l’étagement axial du poison consommable (Gd) dans les crayons combustibles et enrichissement axial des crayons combustibles plus important en partie haute du cœur13. 12 La cause en est la neutronique : au même volume de combustible et, approximativement, au même nombre de crayons et à la même puissance que pour un réacteur PWR, il faut associer un volume d’eau plus important puisque celle-ci est, en moyenne, moins dense du fait de la présence de bulles de vapeur, ce qui diminue ses qualités modératrices. 13 Lorsque les éléments absorbants sont retirés, une lame d’eau relativement importante apparaît entre les assemblages. Cette eau, qui n’est pas en contact direct avec le combustible, n’est pas vaporisée et va donc induire une remontée de réactivité qui pourrait conduire à un pic de puissance au niveau des crayons voisins. C’est pour cette raison qu’un zonage d’enrichissement est mis en place et que les emplacements des crayons consommables sont optimisés. Schéma simplifié d’un réacteur BWR

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