Livre blanc du Tritium

21 Sources de production et gestion du tritium produit par les installations nucléaires Il faut noter que l’utilisation de poison soluble (acide borique) en tant que modérateur n’est pas envisageable dans les réacteurs BWR. Celui-ci, restant dans la phase liquide, donnerait lieu à des dépôts dans la partie supérieure du cœur et pourrait entraîner des problèmes de stabilité du fait de l’écoulement diphasique dans les canaux du cœur. A titre d’exemple, dans l’éventualité d’une augmentation de puissance, l’ébullition accrue se traduirait par une diminution de la quantité de poison présente dans le cœur et une augmentation de sa réactivité. Ainsi, la solution consistant à éliminer progressivement le bore soluble dans l’eau du circuit primaire pour compenser l’usure à long terme du combustible n’étant pas applicable dans le cas des réacteurs BWR, la solution retenue a consisté à augmenter considérablement l’antiréactivité totale des barres de commande par rapport à un réacteur PWR (de l’ordre de 150 barres pour 600 assemblages). Le bore est cependant utilisé dans certains systèmes de secours des réacteurs BWR, notamment en cas d’accident de perte de réfrigérant primaire. Enfin, la présence de bore dans l’eau du circuit caloporteur conduirait à la production de tritium qu’il conviendrait de prendre en compte, notamment en cas de fuite de la turbine, qui se traduirait par un relâchement d’effluents gazeux radioactifs en salle des machines14. Dans les réacteurs BWR, les sources de production de tritium sont les suivantes [4][5][6] : • l a fission ternaire de l’U et du Pu dans le combustible (de l’ordre de 520 TBq.GWe-1.an-1). De manière identique aux réacteurs PWR, une partie du tritium produit dans le combustible diffuse dans les gaines (zircaloy-2), celui-ci étant arrêté par la couche d’oxyde externe (taux de sortie dans le circuit caloporteur extrêmement faible) ; à cet égard, les travaux de Kunz [12] et Kearns [13] ont montré que la nature des alliages de zirconium (zircaloy-2 et zircaloy-4) n’avait pas d’influence significative sur la mobilité du tritium et le coefficient de diffusion de l’hydrogène dans les gaines ; • les défauts de gainage (moins de 1 % de la quantité de tritium formée dans le combustible) ; • l’activation neutronique du deutérium présent naturellement dans l’eau du circuit primaire (production très faible) ; • la production de tritium dans les barres de commande cruciformes borées et gainées en acier inoxydable, plus importante que dans les autres types de réacteurs, celui-ci diffusant très faiblement dans le circuit primaire. De l’ordre de 1 850 TBq.GWe-1 sont présents dans ces barres en fin de vie. Pour l’ensemble des réacteurs BWR dans le monde, les valeurs de rejet de tritium par voies liquide et gazeuse, fournies par l’UNSCEAR pour la période 1975-1997 [1][2][10][11], varient respectivement de 2,1 à 0,9 TBq.GWe-1.an-1 et de 3,4 à 0,9 TBq.GWe-1.an-1, ces valeurs diminuant depuis 1975 pour atteindre un palier à partir de 1990. A l’heure actuelle, il peut être retenue, en tant qu’ordre de grandeur, une valeur de rejet de tritium de l’ordre de 1 TBq.GWe-1.an-1 à la fois pour la voie liquide et la voie gazeuse. Il faut souligner que, compte tenu de l’absence d’acide borique dans le circuit caloporteur, l’activité en tritium rejetée sous forme d’effluents liquides par les réacteurs BWR est environ 20 fois moins importante que celle correspondant aux réacteurs PWR. 3 2 1 3 Les réacteurs à eau lourde sous pression (PHWR) A la fin 2007, 44 réacteurs de type PHWR (puissance unitaire variant de 90 à 880 MWe), de capacité nette totale de 22,4 GWe et dont plus de la moitié est fournie par le Canada, étaient connectés au réseau à travers le monde [3]. Les principales caractéristiques d’un réacteur à eau lourde de type CANDU (CANadian Deutérium natural Uranium reactors) sont rappelées ci-après : • l’eau lourde est utilisée à la fois comme caloporteur et modérateur, mais dans des conditions physiques et thermodynamiques différentes ; • le caloporteur (circuit primaire) et le modérateur sont séparés physiquement, contrairement aux réacteurs PWR et BWR ; • l’eau lourde de refroidissement primaire sous pression (11 bar, 300 °C) circule dans des tubes de force horizontaux15 en alliage zirconium-niobium, ou canaux, contenant les assemblages combustibles, puis passent dans des générateurs de vapeur analogues à ceux des réacteurs PWR, le circuit secondaire étant également analogue à celui des PWR ; • le circuit modérateur est maintenu à moins de 100 °C et n’est pas sous pression ; compte tenu du rapport de modération élevé, le volume de modérateur est beaucoup plus important que dans un réacteur PWR ; • le combustible est à base d’oxyde d’uranium naturel non enrichi, le matériau de gainage étant le zircaloy ; les taux de combustion atteints sont de l’ordre de 7 500 MWj.t-1 en moyenne ; un léger enrichissement permet d’augmenter les durées de vie des éléments combustibles ; • le renouvellement du combustible est effectué en marche pour éviter d’arrêter trop fréquemment le réacteur ; • la pénétration des barres de commande dans le cœur s’effectue par le haut, perpendiculairement aux canaux. 14 L’ eau du circuit primaire, traversant le cœur, est déjà légèrement radioactive à cause de la présence de quelques produits de corrosion susceptibles de s’activer sous flux neutronique et, surtout, de la formation d’azote 16, émetteur gamma dur, par réaction (n, p) sur l’oxygène de l’eau. 15 Les tubes de force sont des tubes susceptibles de résister à une température et une pression élevées. Plusieurs centaines de tubes traversent la cuve (dite calandre) contenant l’eau lourde modératrice. Schémas simplifiés d’un réacteur et d’un assemblage combustible de type CANDU

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